The Multiaxial creep-fatigue failure mechanism of Mod. 9Cr-1Mo steel under non-proportional loading; Effect of strain energy on failure lives

小川 文男*; 中山 雄太*; 旭吉 雅健*; 橋立 竜太; 若井 隆純; 伊藤 隆基*

Transactions of the Indian National Academy of Engineering (Internet), 7(2), p.549 - 564, 2022/06

https://doi.org/10.1007/s41403-021-00279-y

改良9Cr-1Mo鋼の非比例多軸クリープ疲労負荷におけるひずみエネルギーベースの寿命評価法を提案する。非弾性ひずみエネルギー密度は、ヒステリシスループ内の面積として算出した。また平均応力の影響を実験的に検討し、非弾性ひずみエネルギー密度とクリープ疲労寿命の関係を調べた。ヒステリシスループの調査から、最大応力の低下は破損寿命の延長につながるが、ひずみ保持中の応力緩和は強度低下を引き起こすことがわかった。そこで、ヒステリシスループの最大応力とひずみ保持中の最小応力の影響を考慮した非弾性ひずみエネルギー密度の補正法を提案し、単軸および非比例多軸荷重のひずみエネルギー密度を求めた。これらの結果をもとに、非比例多軸荷重下でのクリープ疲労寿命を支配するメカニズムについて考察した。

日本-IAEA合同原子力エネルギーマネジメントスクールの概要(2016年)

山口 美佳; 日高 昭秀; 生田 優子; 村上 健太*; 富田 明*; 広瀬 大也*; 渡邉 正則*; 上田 欽一*; 生井澤 賢*; 小野瀬 貴利*; et al.

JAEA-Review 2017-002, 60 Pages, 2017/03

JAEA-Review-2017-002.pdf:9.41MB

IAEAは、将来原子力エネルギー計画を運営管理するリーダーとなる人材の育成を目的とした原子力エネルギーマネジメントスクールを2010年より世界各国で開催している。原子力機構は、日本原子力人材育成ネットワークの事務局として、同ネットワークに参加している東京大学、日本原子力産業協会及び原子力国際協力センターとともに、2012年よりIAEAと共催という運営形態で上記スクールを日本で継続的に開催している。2016年は、IAEAの専門家を講師とした講義とともに、日本開催の特徴を生かしつつ、日本人専門家の協力を得て、福島第一原子力発電所事故の教訓、日本の原子力分野における経験・技術の紹介などを含む独自性のある講義を提供した。施設見学では、多様な原子力関連施設の見学を福井県及び神戸市で実施した。本スクールの開催を通して、我が国の若手人材の国際化および新規原子力導入国等の人材育成へ貢献することができ、また、我が国とIAEAとの協力関係の促進に資することができた。加えて、関係機関が一体となって協力し合い開催することにより、国内の原子力人材育成ネットワークの協力関係を強化することができた。

A Numerical study on local fuel-coolant interactions in a simulated molten fuel pool using the SIMMER-III code

Cheng, S.; 松場 賢一; 磯崎 三喜男; 神山 健司; 鈴木 徹; 飛田 吉春

Annals of Nuclear Energy, 85, p.740 - 752, 2015/11

https://doi.org/10.1016/j.anucene.2015.06.030

Studies on local fuel-coolant interactions (FCI) in a molten pool are crucial to the analyses of severe accidents that could occur for sodium-cooled fast reactors (SFRs). To clarify the characteristics of this interaction, in recent years a series of simulated experiments, which covers a variety of conditions including much difference in water volume, melt temperature, water subcooling and water release site (pool surface or bottom), was conducted at the Japan Atomic Energy Agency by delivering a given quantity of water into a molten pool formed with a low-melting-point alloy. In this study, motivated by acquiring further evidence for understanding its mechanisms, interaction characteristics including the pressure-buildup as well as mechanical energy release and its conversion efficiency, are investigated using the SIMMER-III, an advanced fast reactor safety analysis code. It is confirmed that, similar to experiments, the water volume, melt temperature and water release site are observable to have remarkable impact on the interaction, while the role of water subcooling seems to be less prominent. The performed analyses also suggest that the most probable reason leading to the limited pressurization and resultant mechanical energy release for a given melt and water temperature within the non-film boiling range, even under a condition of much larger volume of water entrapped within the pool, should be primarily due to an isolation effect of vapor bubbles generated at the water-melt interface.

SIMMER-III analyses of local fuel-coolant interactions in a simulated molten fuel pool; Effect of coolant quantity

Cheng, S.; 松場 賢一; 磯崎 三喜男; 神山 健司; 鈴木 徹; 飛田 吉春

Science and Technology of Nuclear Installations, 2015, p.964327_1 - 964327_14, 2015/00

https://doi.org/10.1155/2015/964327

To clarify the mechanisms underlying local fuel-coolant interactions (FCI) in a molten pool, in recent years several experimental tests, with comparatively larger difference in coolant volumes, were conducted at the Japan Atomic Energy Agency by delivering a given quantity of water into a molten pool formed with a low-melting-point alloy. In this study, to further understand this interaction, interaction characteristics including the pressure-buildup as well as mechanical energy release and its conversion efficiency are investigated using the SIMMER-III, an advanced fast reactor safety analysis code. It is found that the SIMMER-III code not only reasonably simulates the transient pressure and temperature variations during local FCIs, but also supports the limited tendency of pressurization and resultant mechanical energy release as observed from experiments when the volume of water delivered into the pool increases. The performed analyses also suggest that the most probable reason leading to such limited tendency should be primarily due to an isolation effect of vapor bubbles generated at the water-melt interface.

Spectroscopic properties of Yb doped YLF grown by a vertical Bridgman method

杉山 僚; 桂山 政道*; 安斎 裕*; 坪井 泰住*

Journal of Alloys and Compounds, 408-412, p.780 - 783, 2006/02

https://doi.org/10.1016/j.jallcom.2005.01.094

垂直型ブリッジマン結晶育成法により、Ybイオンを564at.%ドープしたYLFフッ化物レーザー結晶を育成した。結晶原料のYbF及びYFに含まれているYOFが白濁の原因となるため、PbFを用いた育成前の原料処理によって解決した。吸収並びに発光測定における偏光特性に基づく結晶場解析により、Yb:YLF結晶のF及びF準位内のマニホールドの7つのエネルギー準位を求めた。Yb:YLF結晶の持つ広くかつ複雑なスペクトルは、4f電子による電子遷移と結晶の格子振動との間の強いカップリングによって生じたものと結論できる。

Preliminary measurements on single and multi-crystal diamond electron cathodes

峰原 英介

Proceedings of 2nd Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan and 30th Linear Accelerator Meeting in Japan, p.55 - 56, 2005/07

次世代,高輝度及び大電流の電子源は光陰極,熱電子陰極,結晶ダイアモンド電子陰極及びその他のものに似ており、次世代ERL(エネルギー回収型線型加速器)に基づいた光源及びSASEのX線の自由電子レーザーを実現すると期待されている。JAERI FELグループは、大電流,高輝度及び長命電子源のための新しい結晶ダイアモンド電子陰極技術を最近開発し始めた。発表では、私たちは、戦略について説明し、議論する。そして結晶ダイアモンド陰極及び関連するダイアモンド陰極評価システムの予備的実験の測定を報告する。

Historical overview of nuclear data evaluation in intermediate energy region

深堀 智生

AIP Conference Proceedings 769, p.47 - 52, 2005/05

https://doi.org/10.1063/1.1944955

近年、中高エネルギー核データが核変換処理のための加速器駆動システム,核破砕中性子源粒子ビームによる先端ガン治療,半導体の放射線によるエラー率推定,宇宙飛行士の被曝線量評価等の多くの研究分野から要求されている。この要求に応えるため、世界中の多くのグループが20MeV以上のエネルギー領域における核データ評価に関する活動を続けている。中高エネルギー領域の核データ評価の初期の段階は米国において開始された。例えば、1980年代後半、ブルックヘブン国立研究所核データセンターのPearlsteinは、系統式を作成し、ALICEコードを改良して、中高エネルギー陽子及び中性子核データ評価を行った。ローレンス・リバモア国立研究所では、同時期に医療用の中高エネルギー核データを開発している。これらの活動に続いて、欧州,日本,ロシア,中国,韓国等でこのエネルギー領域での核データ整備が始まった。本稿では、中高エネルギー核データ評価に関する方法・成果をレビューするとともに、JENDL高エネルギーファイルを中心に各国のファイルと実験データの比較及びベンチマーク計算結果の比較を行う。

JAERI 10kW high power ERL-FEL and its applications in nuclear energy industries

峰原 英介; 羽島 良一; 飯島 北斗; 菊澤 信宏; 永井 良治; 西森 信行; 西谷 智博; 沢村 勝; 山内 俊彦

Proceedings of 27th International Free Electron Laser Conference (FEL 2005) (CD-ROM), p.305 - 308, 2005/00

原研高出力ERL-FELは10kWよりも高出力高効率FELに拡張された。これは原子力エネルギー産業、とその他の重工業たとえば防衛,造船,化学工業,環境科学,スペースデフリ処理,エネルギー伝送などのために開発されたものである。波長可変,高効率,高平均出力,高ピーク出力,極短パルスを実現するために、エネルギー回収配位を持つ原研独自のコンパクト,自立式,無蒸発型超伝導リニアックによって駆動される効率的な高出力のFELが必要である。このERL-FELに関する議論はこの10kWアップグレードの現状と原子力発電所の廃炉措置を行うための非熱剥ぎ取り,切断,穿孔などの応用と、また小さな立方体の低炭素ステンレス鋼を用いて、定常運転状態での原子力発電所における冷間加工応力腐食割れ故障予防の原理検証を成功裏に実行できたことについて述べられる。

「Nuclear Energy Today(原子力の現状)」の読み方

須山 賢也

原子力eye, 50(3), p.50 - 51, 2004/03

OECD/NEAが出版した冊子、Nuclear Energy Today(原子力の現状)の内容について紹介を行う。

Current status of the AGS spallation target experiment

中島 宏; 高田 弘; 春日井 好己; 明午 伸一郎; 前川 藤夫; 甲斐 哲也; 今野 力; 池田 裕二郎; 大山 幸夫; 渡辺 昇; et al.

Proceedings of 6th Meeting of the Task Force on Shielding Aspects of Accelerators, Targets and Irradiation Facilities (SATIF-6), (OECD/NEA No.3828), p.27 - 36, 2004/00

米国ブルックヘブン国立研究所AGS(Alternating Gradient Synchrotron)加速器を用いて行われている一連の核破砕ターゲット実験及びその解析の概要について報告する。本実験では、中性子発生特性,遮蔽設計パラメータに関する情報を得ることを目的として、AGS加速器から得られる数GeV,数百kJの陽子ビームを水銀核破砕ターゲットに入射し、そこで発生する二次粒子を用いて、中性子工学及び遮蔽に関する実験を過去4年間にわたって行ってきた。昨年、遮蔽実験を行うとともに、これまでの実験結果の解析を通して大強度陽子加速器施設の設計コードの精度検証が精力的に行われている。本報告では、昨年行った遮蔽実験の最新結果及びこれまで行ってきた実験解析の結果について紹介する。