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報告書

加速器駆動核変換システムビーム窓とLBEの核解析

中野 敬太; 岩元 大樹; 西原 健司; 明午 伸一郎; 菅原 隆徳; 岩元 洋介; 竹下 隼人*; 前川 藤夫

JAEA-Research 2021-018, 41 Pages, 2022/03

JAEA-Research-2021-018.pdf:2.93MB

加速器駆動核変換システム(ADS: Accelerator-Driven System)の構成要素の一つであるビーム窓の核特性を粒子・重イオン輸送計算コードPHITS及び誘導放射能解析コードDCHAIN-PHITSを用いて評価した。本研究では日本原子力研究開発機構が提案するADSの運転時にビーム窓内部に生成される水素やヘリウム等の量、高エネルギー粒子により引き起こされるビーム窓材の原子弾き出し数、ビーム窓内部の発熱量及び分布を導出した。また、中性子源標的及び冷却材として用いられる鉛ビスマス共晶合金(LBE)中の生成核種、発熱密度及び放射能分布を求めた。ビーム窓解析の結果、300日間のADSの運転によりビーム窓中に最大で約12500appmのH及び1800appmのHeの生成と62.1DPAの損傷が発生することが判明した。一方で、ビーム窓内の最大発熱量は374W/cm$$^3$$であった。LBEの解析では、$$^{206}$$Biや$$^{210}$$Poが崩壊熱及び放射能の支配的な核種であることが判明した。さらに、陽子ビームによるLBE中の発熱はビーム窓下流5cm付近が最大であり、945W/cm$$^3$$であることがわかった。

報告書

原子炉建屋の3次元有限要素モデルを用いた地震応答解析手法に関わる標準的解析要領(受託研究)

崔 炳賢; 西田 明美; 川田 学; 塩見 忠彦; Li, Y.

JAEA-Research 2021-017, 174 Pages, 2022/03

JAEA-Research-2021-017.pdf:9.33MB

原子力発電施設における建物・構築物の地震応答解析においては、我が国では、従来より質点系モデルが用いられてきたが、近年の解析技術の発展により、立体的な建物を3次元的にモデル化し、建物の3次元挙動、建物材料の非線形性、建物及び地盤間の非線形性等を考慮した有限要素法による地震応答解析が実施されるようになってきた。3次元モデルによる有限要素解析(3次元FEM解析)は、複雑で高度な技術が用いられる一方、汎用性があるために広く利用され、原子力分野以外では構造物のモデル化、材料物性の非線形特性の信頼性を確保するためのガイドラインの策定や技術認定などがなされるようになってきた。原子力分野においては、IAEAにより平成19年(2007年)新潟県中越沖地震における質点系モデル、3次元FEMモデルによる観測記録の再現解析がKARISMAベンチマークプロジェクトとして実施され、複数の解析者の解析結果が報告された。その報告によると、解析者により解析結果にばらつきが大きいということが判明し、解析手法の標準化による解析結果の信頼性の確保が急務となっている。また、原子力発電施設の強非線形領域の現実的な挙動の評価が必要となる建物・構築物・機器のフラジリティ評価においても詳細な3次元挙動把握の必要性が指摘されている。こうした背景を踏まえ、原子炉建屋を対象とした地震応答解析に用いられる3次元FEMモデルの作成及び解析にあたって必要となる一般的・基本的な手法や考え方を取りまとめて標準的解析要領を整備した。これにより原子炉建屋の3次元FEMモデルによる地震応答解析手法の信頼性向上につながることが期待される。本標準的解析要領は、本文、解説、及び解析事例で構成されており、原子炉建屋の3次元FEMモデルを用いた地震応答解析の実施手順、推奨事項、留意事項、技術的根拠等が含まれている。また、本標準的解析要領は、最新知見を反映し、適宜改訂する。

論文

Quasi-Monte Carlo sampling method for simulation-based dynamic probabilistic risk assessment of nuclear power plants

久保 光太郎; Jang, S.*; 高田 孝*; 山口 彰*

Journal of Nuclear Science and Technology, 59(3), p.357 - 367, 2022/03

 被引用回数:0

熱水力シミュレーションと確率論的サンプリング手法を組み合わせることにより偶然的不確実さと認識論的不確実さを取扱い可能な動的確率論的リスク評価(PRA)手法は、従来のPRAと比較してより現実的かつ詳細な評価を可能とする。しかしながら、これらの向上と引き換えに膨大な計算コストが発生する。これに対する一つの解決方法は、適切なサンプリング手法を選択することである。本論文では、我々はモンテカルロ,ラテン超方格,格子点及び準モンテカルロサンプリング手法を沸騰水型原子炉の全交流電源喪失シーケンスの動的PRAに適用した。その結果、準モンテカルロ法が仮定したシナリオにおいて最も効率的に不確実さを取扱えることが示された。

論文

鉄筋コンクリート耐震壁に対する等価線形解析の適用性検討; 原子炉建屋耐震壁終局応答試験の三次元有限要素法シミュレーション解析

市原 義孝*; 中村 尚弘*; 森谷 寛*; 堀口 朋裕*; 崔 炳賢

日本原子力学会和文論文誌, 21(1), p.1 - 14, 2022/03

本研究は、鉄筋コンクリート構造物の非線形性の影響を近似的に等価線形解析手法による地震応答解析で評価することを目的に、1996年にOECD/NEAによる国際解析コンペで使用された原子炉建屋耐震壁終局応答試験の三次元有限要素法によるシミュレーション解析を実施した。耐震壁の等価剛性及び等価減衰は、日本電気協会が提案するトリリニア型スケルトンカーブ、Cheng et al.が提案する履歴曲線より求め、せん断ひずみ調整ファクターは感度解析より0.70に決定した。その結果、せん断ひずみ$$gamma$$=2.0$$times$$10$$^{-3}$$程度までの試験体上部の卓越振動数,最大応答加速度,最大応答変位,慣性力-変位関係,床応答スペクトルを良く再現できることを明らかにした。本報における等価線形解析は、$$gamma$$=4.0$$times$$10$$^{-3}$$程度の終局破壊時の最大応答変位を過小評価している。このため、破壊直前の急激な変位の増大を含む試験結果の評価に本手法を適用する場合は、その適用性に十分留意する必要がある。

報告書

燃料デブリ分析のための超微量分析技術の開発(委託研究); 令和2年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉環境国際共同研究センター; 東北大学*

JAEA-Review 2021-056, 98 Pages, 2022/02

JAEA-Review-2021-056.pdf:9.08MB

日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和2年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所(以下、「1F」という)の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、令和元年度に採択された「燃料デブリ分析のための超微量分析技術の開発」の令和2年度の研究成果について取りまとめたものである。本研究は、燃料デブリの取り扱い、臨界管理、保管管理等に必要な性状把握において、キーとなるアクチノイド核種の化学分析を中心に、最適な試料前処理・分離・分析プロセスを開発し、将来計画されている燃料デブリ分析の効率化・合理化を図るとともに、一連の研究業務における人材育成を通し、1F廃炉推進に資することを目的とする。特に、近年分析化学分野、放射化学分野で成果を上げつつある極微量分析(ICP-MS/MS)を原子力分野に応用することにより測定核種を単離するための前処理をせずに高精度で分析できる手法を開発し、分離前処理を省力化し、迅速な分析工程を確立する。

報告書

微生物生態系による原子炉内物体の腐食・変質に関する評価研究(委託研究); 令和2年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉環境国際共同研究センター; 慶應義塾*

JAEA-Review 2021-048, 181 Pages, 2022/01

JAEA-Review-2021-048.pdf:14.5MB

日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和2年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所(1F)の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、令和元年度に採択された「微生物生態系による原子炉内物体の腐食・変質に関する評価研究」の令和元年度と令和2年度の研究成果について取りまとめたものである。本課題は令和2年度が最終年度となるため2年度分の成果を取りまとめた。本研究の目的は、福島第一原子力発電所の廃炉プロセスに有用となる微生物に関係した知見を得ることにある。このため、同発電所やその敷地内外に生息する微生物群集の実態を明らかにする。1Fの敷地境界南(処理水タンク群の南)の表層土、発電所近くの海底土とその直上水、3km沖合の表層水等からサンプルを採取し、メタゲノム解析(微生物の培養を介せず、そのDNAを直接解読することで、生息する微生物の情報を得ること)を実施した。その結果、現状で、1F敷地周辺で検出される放射線量であれば、その高低にかかわらず、同じような環境を比較した場合、細菌叢の構造に大きな変化がないことが示唆された。また、1F2号機のトーラス室に由来する環境DNAの解析を行い、トーラス室では、チオ硫酸塩酸化細菌が主たる構成細菌として同定されると共に、幾つかの細菌種がバイオフィルム(微生物の集合体)を作っている可能性を示唆した。共同研究を行ったロシアのカザン大学の研究者は、日本で得られた配列データを情報学的に解析すると共に、ロシアの放射線による環境汚染に関してまとめた。これらの知見を総括し、1Fの廃炉プロセスに有用となる提言をまとめた。

報告書

令和2年度大型計算機システム利用による研究成果報告集

高性能計算技術利用推進室

JAEA-Review 2021-022, 187 Pages, 2022/01

JAEA-Review-2021-022.pdf:10.11MB

日本原子力研究開発機構では、原子力の総合的研究開発機関として原子力に係わるさまざまな分野の研究開発を行っており、これらの研究開発の多くにおいて計算科学技術が活用されている。計算科学技術活用の高まりは著しく、日本原子力研究開発機構における計算科学技術を活用した研究開発の論文発表は、全体の約2割を占めている。大型計算機システムはこの計算科学技術を支える重要なインフラとなっている。大型計算機システムは、優先課題として位置付けられた福島復興(環境の回復・原子炉施設の廃止措置)に向けた研究開発や、高速炉サイクル技術に関する研究開発、原子力の安全性向上のための研究、原子力基礎基盤研究等といった主要事業に利用された。本報告は、令和2年度における大型計算機システムを利用した研究開発の成果を中心に、それを支える利用支援、利用実績、システムの概要等をまとめたものである。

報告書

化学計測技術とインフォマティックスを融合したデブリ性状把握手法の開発とタイアップ型人材育成(委託研究); 令和2年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉環境国際共同研究センター; 福島大学*

JAEA-Review 2021-035, 89 Pages, 2021/12

JAEA-Review-2021-035.pdf:6.37MB

日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和2年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、令和元年度に採択された「化学計測技術とインフォマティックスを融合したデブリ性状把握手法の開発とタイアップ型人材育成」の令和2年度の研究成果について取りまとめたものである。本研究は、新しい化学分析法の構築によるインフォマティックスとの融合技術の実現を目指し、少ない情報量で全体像を推定するシステムの開発を実施することを目的とする。JAEA研究者とのタイアップ方式による研究を実施することで、博士前期課程$$sim$$ポスドクまでの研究者の地域実践型の深化する横断的な人材育成を行うとともに、国際感覚豊かな人材の育成を目指し、実施している。

論文

Revaporization behavior of cesium and iodine compounds from their deposits in the steam-boron atmosphere

Rizaal, M.; 三輪 周平; 鈴木 恵理子; 井元 純平; 逢坂 正彦; Gou$"e$llo, M.*

ACS Omega (Internet), 6(48), p.32695 - 32708, 2021/12

This paper presents our investigation on cesium and iodine compounds revaporization from cesium iodide (CsI) deposits on the surface of stainless steel type 304L, which were initiated by boron and/or steam flow. A dedicated basic experimental facility with a thermal gradient tube (TGT) was used for simulating the phenomena. The number of deposits, the formed chemical compounds, and elemental distribution were analyzed from samples located at temperature range 1000-400 K. In the absence of boron in the gas flow, it was found that the initial deposited CsI at 850 K could be directly re-vaporized as CsI vapor/aerosol or reacted with the carrier gas and stainless steel (Cr$$_{2}$$O$$_{2}$$ layer) to form Cs$$_{2}$$CrO$$_{4}$$ on the former deposited surface. The latter mechanism consequently gave a release of gaseous iodine that was accumulated downstream. After introducing boron to the steam flow, a severe revaporization of iodine deposit at 850 K occurred (more than 70% initial deposit). This was found as a result of the formation of two kinds of cesium borates (Cs$$_{2}$$B$$_{4}$$O$$_{7}$$$$cdot$$5H$$_{2}$$O and CsB$$_{5}$$O$$_{8}$$$$cdot$$4H$$_{2}$$O) which contributed to a large release of gaseous iodine that was capable of reaching outlet of TGT ($$<$$ 400 K). In the case of nuclear severe accident, our study have demonstrated that gaseous iodine could be expected to increase in the colder region of a reactor after late release of boron or a subsequent steam flow after refloods of the reactor, thus posing its near-term risk once leaked to the environment.

論文

Sodium fire collaborative study progress; CNWG fiscal year 2021

Louie, D. L. Y.*; 青柳 光裕

SAND2021-15469 (Internet), 45 Pages, 2021/12

本報告書は、サンディア国立研究所と原子力機構のナトリウム燃焼分野に係る2021年共同研究成果について述べている。はじめに、MELCORコードに導入されているナトリウムプール燃焼モデルと関連する解析の入力項目について述べる。本成果では、プール燃焼モデルの改良がなされている。改良モデルを含むプール燃焼モデルを評価するために、JAEAのF7-1およびF7-2ナトリウムプール燃焼解析を実施する。解析結果の考察とともに、更なるモデル改良について検討する。最後にこれまでの成果を踏まえた2021年度のMELCOR解析の方向性について述べる。

論文

Analysis of Fukushima-Daiichi Nuclear Power Plant Unit 3 pressure data and obtained insights on accident progression behavior

佐藤 一憲

Nuclear Engineering and Design, 383, p.111426_1 - 111426_19, 2021/11

The D/W (Drywell) and S/C (Suppression Chamber) pressure data of Fukushima-Daiichi Nuclear Power Plant Unit 3 was analyzed in depth. This analysis provided valuable information related to the accident progression behavior on one hand, and gave a hint for understanding of the debris-to-coolant heat transfer when fuel debris relocated to the pedestal on the other hand. In this unit, the D/W and S/C pressure increased and decreased cyclically with a relationship, which seems to have been dependent on the composition of vapor and non-condensable gases in the S/C cover gas region. Based on this characteristic, the vapor pressure in the S/C cover gas region was evaluated for two pressure decrease cycles during and after the expected debris relocation to the pedestal respectively. This evaluation allowed an understanding that the S/C vapor pressure increased due to the heat transfer from the debris relocated to the pedestal.

論文

Additive-free hydrothermal leaching method with low environmental burden for screening of strontium in soil

加藤 匠馬*; 永岡 美佳; Guo, H.*; 藤田 博喜; 相田 卓*; Smith, R. L. Jr.*

Environmental Science and Pollution Research, 28(39), p.55725 - 55735, 2021/10

 被引用回数:0 パーセンタイル:0(Environmental Sciences)

本研究では、土壌中のSrを無添加でスクリーニングする方法の開発を目的として、模擬土壌(粘土鉱物のバーミキュライト,モンモリロナイト,カオリナイト)及び実際の土壌(照沼)に熱水浸出を行い、有機酸を生成した。安定ストロンチウム(SrCl$$_{2}$$)を土壌に吸着させ、10種類の有機酸を用いて、水熱条件下(120$$sim$$200$$^{circ}$$C)での模擬土壌からのSrの溶出量を0.3Mまで評価した。ストロンチウムを吸着したバーミキュライト(Sr-V)については、0.1Mのクエン酸が150$$^{circ}$$C、1時間の処理でSrの溶出に有効であることがわかった。これらの結果をもとに、照沼土壌の有機物からの有機酸の生成について検討した。照沼土壌の水熱処理では、200$$^{circ}$$C、0.5hの反応時間で最大量の有機酸が生成された。照沼土壌からのSrの溶出の可能性を確認するために、ストロンチウムを吸着した照沼土壌(Sr-S)を調べた。Sr-Sでは、200$$^{circ}$$Cで0.5hの反応時間で水熱処理を行うと、室温でSrの40%が溶出し、土壌中のSrのスクリーニングに無添加の方法が使えることがわかった。無添加の水熱浸出法は、化学分析の第一段階で固体を焼成する必要がないため、土壌中の金属の日常的なモニタリングや緊急時の対応にも応用できる。

論文

Outline of guideline for seismic response analysis method using 3D finite element model of reactor building

崔 炳賢; 西田 明美; 塩見 忠彦; 川田 学; Li, Y.

Proceedings of 28th International Conference on Nuclear Engineering; Nuclear Energy the Future Zero Carbon Power (ICONE 28) (Internet), 7 Pages, 2021/08

原子力施設における建物・構築物の耐震安全評価においては、従来より質点系モデルが用いられてきた。しかしながら、従来法では原子力施設内の設備の設置位置における局所的な応答等の精緻な評価を行うことは困難である。この観点から、原子力施設の耐震安全評価における3次元詳細モデルの活用が期待されている。しかしながら、3次元詳細モデルを用いて得られる解析結果は、解析者によりばらつきが大きいことが報告されており、解析手法の標準化による解析結果の品質の確保が急務となっている。そこで、原子力機構では、原子炉建屋の3次元詳細モデルを用いた地震応答解析手法に関わる標準的解析要領案(標準案)の作成に取り組んでいる。標準案は、本文,解説、およびいくつかの附属書で構成されており、建屋3次元詳細モデルを用いた地震応答解析の実施手順,推奨事項,留意事項,技術的根拠等が含まれている。本稿では、標準案の概要と、標準案に基づく適用事例を紹介する。

論文

Interaction between caesium iodide particles and gaseous boric acid in a flowing system through a thermal gradient tube (1030 K-450 K) and analysis with ASTEC/SOPHAEROS

Gou$"e$llo, M.*; Hokkinen, M.*; 鈴木 恵理子; 堀口 直樹; Barrachin, M.*; Cousin, F.*

Progress in Nuclear Energy, 138, p.103818_1 - 103818_10, 2021/08

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

1023Kから453Kの温度勾配管中のヨウ化セシウム粒子の移行挙動に関するデータを取得した。まず、アルゴン(Ar)と水蒸気(H$$_{2}$$O)で構成される層流条件下にてヨウ化セシウム粒子を温度勾配管中に流し、沈着量を調べた結果、低流速、高蒸気濃度であるほどより多くの粒子が沈着することが分かった。次に、雰囲気の異なる三種類の混合ガス(Ar/H$$_{2}$$O, Ar/H$$_{2}$$, Ar/Air)を流すことで沈着した粒子の再蒸発および/または再浮遊の有無を調べた結果、Ar/H$$_{2}$$OとAr/H$$_{2}$$条件では沈着したものと同等の粒径の粒子が再浮遊する一方で、Ar/Air条件ではより大きな粒子が再浮遊することが分かった。実験結果をASTECコードのSOPHAEROSモジュールを用いて解析した結果、沈着挙動は解析結果と一致するものの、再浮遊挙動は再現できなかった。

論文

Improved experimental evaluation and model validation of a $$^{252}$$Cf irradiator for delayed gamma-ray spectroscopy applications

Tohamy, M.*; Abbas, K.*; Nonneman, S.*; Rodriguez, D.; Rossi, F.

Applied Radiation and Isotopes, 173, p.109694_1 - 109694_7, 2021/07

An experiment to evaluate a neutron flux for an irradiator using $$^{252}$$Cf was performed by the EC-JRC by applying the Westcott method to indium and gold activation foils. ISCN DG members subsequently developed an MCNP model for a flux comparison within the MEXT subsidiary budget for the promotion of applications related to nuclear security. The flux values are able to show values within 10% for the thermal evaluation with larger differences in the resonance peak energies. Contrarily, there are differences in the reaction rate and peak-count data-model comparisons that could provide new opportunities of basic science research.

論文

Bias effects on g- and s-factors in Westcott convention

原田 秀郎

Applied Sciences (Internet), 11(14), p.6558_1 - 6558_20, 2021/07

 被引用回数:0 パーセンタイル:0(Chemistry, Multidisciplinary)

中性子放射化分析と中性子捕獲断面積の精度向上のために、Westcott記法のg因子とs因子のバイアス効果について検討した。バイアス要因として、接合関数形状,中性子温度,試料温度を調べた。2つの1/v則に従う同位体($$^{197}$$Au, $$^{59}$$Co)と6つの非1/v同位体($$^{241}$$Am, $$^{151}$$ Eu, $$^{103}$$Rh, $$^{115}$$In, $$^{177}$$Hf, $$^{226}$$Ra)について、定量的な計算を行った。詳細なモンテカルロ シミュレーションによって推定された最新の接合関数で計算したs因子を、Westcottによる従来の接合関数で計算したs因子と比較した。この結果、サンプル温度によって誘発されるバイアスは、g因子の場合で0.1%のオーダー、s因子の場合で1%のオーダーと小さいことを示した。一方、接合関数の形状の差に起因するs因子のバイアスは、同位体と中性子温度の両方に大きく依存することを示した。この結果、反応率にも大きな影響が生じることも示した。この効果を明示するため、熱外中性子インデックスr=0.1の場合に、検討した8種類すべての同位体について、反応率に生じるバイアスを定量的に与えた。

論文

Benchmark analysis by Beremin model and GTN model in CAF subcommittee

廣田 貴俊*; 名越 康人*; 北条 公伸*; 岡田 裕*; 高橋 昭如*; 勝山 仁哉; 上田 貴志*; 小川 琢矢*; 八代醍 健志*; 大畑 充*; et al.

Proceedings of ASME 2021 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2021) (Internet), 9 Pages, 2021/07

In order to establish a guideline for fracture evaluation by considering plastic constraint in the ductile-brittle transition temperature (DBTT) region, the CAF (Constraint-Based Assessment of Fracture in Ductile-Brittle Transition Temperature Region) subcommittee has been launched in 2018 in the Japan Welding Engineering Society. In the committee, fracture tests are conducted using C(T), SE(B), and 50mm-thick flat plate with a surface flaw subjected to bending load or tensile load to verify fracture evaluation methods. Since simulation results are easily affected by analysis conditions, benchmark analysis is essential for the potential users of the guideline. Therefore, benchmark analyses are executed on brittle and ductile damages by Beremin and Gurson-Tvergaard-Needleman (GTN) models implemented in the finite element (FE) codes. The benchmark analyses are carried out in four steps; Step 0 is to confirm the output of FE codes in each member with the same input data and the same FE model. Step 1 is to confirm the result of Weibull stress analysis for C(T) specimens tested at -125$$^{circ}$$C. The Weibull parameter, m, was fixed in this step. At step 2, sensitivity analyses are conducted on Weibull stresses in different conditions. The outputs by the GTN model are also confirmed. At the final step, the fracture simulation will be run for flat plate specimens with less plastic constraint than the standard fracture toughness specimen. As the results of the benchmark analyses up to step 2, a significant difference is not observed in the Weibull stress computed by committee members with the same input data and FE model and it is confirmed that the effects of element type, nonlinear deformation theory employed in FE analysis. For the calculation of the Weibull parameter m by using the fracture toughness test results and the developed programs by committee members, the converged values of m show good agreement among them.

報告書

様々な施設設計条件におけるコンクリートピット施設からの浸出水量の算出

長尾 理那; 滑川 麻紀*; 戸塚 真義*; 仲田 久和; 坂井 章浩

JAEA-Technology 2021-009, 139 Pages, 2021/06

JAEA-Technology-2021-009.pdf:13.96MB

日本原子力研究開発機構は、低レベル放射性廃棄物のうち研究施設等廃棄物の埋設処分事業の実施主体となっている。低レベル放射性廃棄物を処分する方法としてコンクリートピット処分を検討している。コンクリートピット施設は、地下水位より深い場所に設計するため、地下水の流れとともに放射性核種が移行すると可能性があると考えられている。そのため、コンクリートピット処分施設の安全性を説明するために、地下水の流れやコンクリートピット施設からの浸出水量を調べる必要がある。そこで、本報告書では、有限要素法による二次元地下水流動解析コード(MIG2DF)を用いて、充填覆土の透水係数やベントナイト混合土の設計等の施設の設計条件を変えた感度解析を実施し、コンクリートピット施設からの浸出水量を算出した。また、長期にわたる管理期間中に発生の可能性があるベントナイト混合土の劣化について考慮した評価も行うこととした。解析の結果、ベントナイト混合土が健全な場合、側部覆土の透水係数を低くすることにより浸出水量が減少していた。このことから、側部覆土の透水係数を低くすることによる浸出水量の低減が可能であることが示唆された。しかし、コンクリートピット施設の上部のベントナイト混合土に劣化が生じた場合、側部覆土の透水性を低くしても、浸出水量の大幅な低減は見られなかった。そのため、コンクリートピット施設の上部のベントナイト混合土に劣化が生じる可能性を考慮し、側部覆土のみではなく、コンクリートピット施設の上部の覆土についても透水性の低い覆土を充填することを検討する必要があると考えられる。

論文

Analysis and mapping of detailed inner information of crystalline grain by wavelength-resolved neutron transmission imaging with individual Bragg-dip profile-fitting analysis

櫻井 洋亮*; 佐藤 博隆*; 足立 望*; 諸岡 聡; 戸高 義一*; 加美山 隆*

Applied Sciences (Internet), 11(11), p.5219_1 - 5219_17, 2021/06

 被引用回数:1 パーセンタイル:76.99(Chemistry, Multidisciplinary)

As a new method for evaluating single crystal and oligocrystal, pulsed neutron Bragg-dip transmission analysis/imaging method is being developed. In this study, a single Bragg-dip profile fitting analysis method was newly developed, and applied for analyzing detailed inner information in a crystalline grain position-dependently. In the method, the spectrum profile of a single Bragg-dip is analyzed at each position over a grain. As a result, it is expected that changes of crystal orientation, mosaic spread angle and thickness of a perfect crystal can be evaluated from the wavelength, the width and the integrated intensity of the Bragg-dip, respectively. For confirming this effectiveness, the method was applied to experimental data of position-dependent Bragg-dip transmission spectra of a Si-steel plate consisting of oligocrystals. As a result, inner information of multiple crystalline grains could be visualized and evaluated. The small change of crystal orientation in a grain, about 0.4$$^{circ}$$, could be observed by imaging the Bragg-dip wavelengths. By imaging the Bragg-dip widths, both another grain and mosaic block in a grain were detected. Furthermore, imaging results of the integrated intensities of Bragg-dips were consistent with the results of Bragg-dip width imaging. These small crystallographic changes have not been observed and visualized by previous Bragg-dip analysis methods.

論文

Multiple wavelengths texture measurement using angle dispersive neutron diffraction at WOMBAT

徐 平光; Liss, K.-D.*

Quantum Beam Science (Internet), 5(2), p.11_1 - 11_14, 2021/06

In contrast to conventional angle dispersive neutron diffractometers with a single-tube detector or a small-size linear position-sensitive detector, the WOMBAT diffractometer at Australian Nuclear Science and Technology Organisation (ANSTO) is equipped with a large-area curved position-sensitive detector, spanning 120$$^{circ}$$ for the scattering angle 2$$theta$$ and 15$$^{circ}$$ for the azimuth ${it $eta$}$, respectively. Here, WOMBAT was employed to establish a texture measurement environment for complex textured samples, through measuring neutron diffractograms at two selected wavelengths on a typical reference sample of martensite-austenite multilayered steel sheet. All neutron patterns were simultaneously Rietveld analyzed using the software, Materials Analysis Using Diffraction (MAUD). The shorter wavelength enabled to collect the martensite diffraction peaks 110, 200, 211, 220, 310, 222 as well as the austenite diffraction peaks 111, 200, 220, 311, 222, 331 diffraction peaks simultaneously by pre-setting the detector range to 2$$theta$$ = 30$$sim$$150$$^{circ}$$. The longer wavelength enabled to separate the overlapping strong martensite peak 110 and austenite peak 111 more reliably. Moreover, the detector panel division along the vertical direction covers a good stereographic coverage in the azimuthal angle. Such combination of multiple wavelength neutron diffraction combined with simultaneous Rietveld texture analysis was confirmed much valuable to realize high precision measurements for complex textured samples at an orientation distribution function (ODF) graticule of 5$$^{circ}$$, and in a much shorter beam time than the conventional angle dispersive method.

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