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論文

Scalability of inertial particle deposition in bubbles with internal circulation

茂木 孝介; 柴本 泰照; 久木田 豊

Annals of Nuclear Energy, 184, p.109679_1 - 109679_10, 2023/05

Inertial deposition of small (less than a few $$mu$$ m in diameter) aerosol particles in mm-scale bubbles is an old but unsettled issue in modeling of pool scrubbing phenomenon. Whereas existing practical models give no specific consideration to the bubble-internal transport, some studies have shown that inertial transport affects considerably the particle deposition rate. We show, on the basis of Lagrangian simulations of particles advected by steady internal circulation in a spherical bubble, that particle centrifugal velocity becomes scale invariant for low- Stokes numbers (St $$le$$ $$10^{-2}$$) when the characteristic timescale is chosen to be that for transversal particle motion at the Stokes terminal velocity corresponding to the local fluid acceleration. Because a scaling law can be derived by running simulations with a small number of particles, it can provide a practical tool for considering the influence of inertial particle transport within the bubble on the decontamination factor.

論文

Experimental study on local damage to reinforced concrete panels subjected to oblique impact by projectiles

奥田 幸彦; 西田 明美; Kang, Z.; 坪田 張二; Li, Y.

Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 9(2), p.021801_1 - 021801_12, 2023/04

飛翔体衝突を受ける鉄筋コンクリート(RC)板構造の局部損傷については、板構造に対して垂直に衝突する研究が主であり、斜め衝突に関する研究はほとんど行われていないのが現状である。本研究では、現実的な衝突条件(柔飛翔体,斜め衝突)を含む飛翔体衝突試験を実施し、解析手法の妥当性を確認することを目的とする。本論文では、柔飛翔体及び剛飛翔体の垂直及び斜め衝突を受けるRC板構造の局部損傷試験について、試験条件,試験装置,試験結果及び得られた知見を示す。

報告書

JAEA大洗研究所モニタリングポストの試験研究炉における変遷と新規制基準適合対応

濱口 拓; 山田 純也; 小松崎 直也*; 畠山 巧; 瀬谷 夏美; 武藤 保信; 宮内 英明; 橋本 周

JAEA-Technology 2022-038, 65 Pages, 2023/03

JAEA-Technology-2022-038.pdf:4.3MB

平成23年3月の東京電力福島第一原子力発電所の事故の反省を踏まえ、我が国では原子炉等の設計基準の強化及び設計の想定を超える事象にも対応するシビアアクシデントやテロ対策を追加した審査の新しい基準(いわゆる新規制基準)が策定された。新規制基準ではこれら事象への対策強化のほか、モニタリングポストについても設計基準事故時における迅速な対応のために必要な情報を伝達する伝送系は多様性を確保したものとすること、非常用電源設備、無停電電源装置又はこれらと同様以上の機能を有する電源設備を設けることが要求された。本報では、大洗研究所のモニタリングポストの変遷を振り返り、試験研究炉の新規制基準に適合するための原子炉設置変更許可の変更、設工認の申請、使用前事業者検査、モニタリングポストの改良点等についてまとめた。また、新規制基準によるモニタリングポスト設備の改良に伴い同時期に実施した原子力災害対策特別措置法に基づく検査対応及びKURAMA-IIの設置についても述べた。このほか、付録として新規制基準対応の設工認申請書のうち本文及び参考資料を収録した。

報告書

令和3年度緊急時対応技術適用のためのバックグラウンド航空機モニタリング(受託研究)

普天間 章; 眞田 幸尚; 佐々木 美雪; 川崎 義晴*; 岩井 毅行*; 平賀 祥吾*; 萩野谷 仁*; 松永 祐樹*; 圷 雄一郎*; 外間 智規; et al.

JAEA-Technology 2022-028, 127 Pages, 2023/02

JAEA-Technology-2022-028.pdf:15.21MB

2011年3月11日に発生した東日本大震災による津波に起因した東京電力福島第一原子力発電所事故によって、大量の放射性物質が周辺環境に飛散した。事故直後より放射性核種の分布を迅速かつ広範囲に測定する手法として、有人ヘリコプター等を用いた航空機モニタリングが活用されている。本モニタリング技術を原子力施設等の事故時における緊急時モニタリングに活用し、モニタリング結果を迅速に提供するために、全国の発電所周辺におけるバックグラウンド放射線量や地形的特徴、管制空域等の情報を事前に整備している。令和3年度は大飯発電所並びに高浜発電所周辺について航空機モニタリングを実施し、バックグランド放射線量及び管制区域等の情報を整備した。さらに、本モニタリングの代替技術として期待されている無人飛行機による、原子力災害を想定した運用技術開発を進めた。本報告書は、それらの結果及び抽出された技術的課題についてまとめたものである。

報告書

令和3年度原子力発電所周辺における航空機モニタリング(受託研究)

普天間 章; 眞田 幸尚; 長久保 梓; 川崎 義晴*; 岩井 毅行*; 平賀 祥吾*; 萩野谷 仁*; 松永 祐樹*; 圷 雄一郎*; 卜部 嘉*; et al.

JAEA-Technology 2022-027, 148 Pages, 2023/02

JAEA-Technology-2022-027.pdf:19.64MB

2011年3月11日に発生した東北地方太平洋沖地震による津波に起因した東京電力福島第一原子力発電所事故によって、大量の放射性物質が周辺環境に飛散した。事故直後より、放射線の分布を迅速かつ広範囲に測定する手法として、航空機等を用いた空からの測定方法が適用されている。日本原子力研究開発機構では、有人ヘリコプターを使用した航空機モニタリングを福島第一原子力発電所周辺において継続的に実施してきた。本報告書では、令和3年度に実施した福島第一原子力発電所周辺におけるモニタリング結果について取りまとめると共に、過去のモニタリング結果から空間線量率等の変化量を評価し、その変化要因について考察した。また、航空機モニタリングによる空間線量率の計算精度向上に資するために、航空機モニタリングデータを用いて地形の起伏を考慮に入れた解析を行った。地形の起伏を考慮に入れる前後での解析結果を比較し、本手法による精度向上効果を評価した。さらに、空気中のラドン子孫核種の弁別手法を測定結果に適用して、空気中のラドン子孫核種が航空機モニタリングに与える影響について評価した。

報告書

国内軽水型原子炉圧力容器を対象とした確率論的破壊力学に基づく健全性評価に関する標準的解析要領

Lu, K.; 勝山 仁哉; 高見澤 悠; Li, Y.

JAEA-Research 2022-012, 39 Pages, 2023/02

JAEA-Research-2022-012.pdf:1.72MB

供用年数の増加に伴い、発電用軽水型原子炉圧力容器(RPV)では炉心からの中性子照射により破壊靭性が低下する、いわゆる中性子照射脆化が生じる。国内では、RPVの非延性破壊を防止するため、この中性子照射脆化や、健全性評価上最も厳しい事象の1つである加圧熱衝撃事象(PTS)を考慮して、日本電気協会規程等に基づく決定論的手法により健全性評価が行われている。一方、欧米においては、近年確率論的手法の規制への導入が進んでいる。例えば米国では、PTS評価において、確率論的手法に基づく関連温度に関するスクリーニング基準が規定されており、またそのスクリーニング基準を満足しない場合には確率論的手法に基づく亀裂貫通頻度(TWCF)を指標とした評価の実施が認められている。また、供用期間中検査の試験程度や検査間隔の緩和の検討等にも確率論的手法が適用されている。ここで、確率論的手法とは具体的には確率論的破壊力学(PFM)に基づく健全性評価手法であり、長期供用に伴う機器の経年劣化に関連する様々な因子の不確実さ等を考慮して、合理的に機器の破損確率や破損頻度等を算出できる方法である。こうした背景を踏まえ、国内のRPVに対するPFMに基づく健全性評価の実施を念頭に、国内外の最新知見や専門家の意見等を反映するとともに、主として加圧水型原子炉のRPVを対象に開発が進められたPFM解析コードPASCALの整備、及びPASCALによる感度解析等により得られた知見を取りまとめて、2017年に標準的解析要領を整備し、JAEA-Research2016-022として公開した。この標準的解析要領では、破壊力学に関する知識を有する解析担当者がこれを参照することでPFM解析を実施し、TWCF等の確率論的数値指標を算出できることを目的としている。2017年以降、PFMに基づく健全性評価の更なる実用化に向けて、日本原子力研究開発機構において、沸騰水型原子炉のRPVに対するPFM解析を可能にするため、PASCALの機能を拡充するとともに、標準的解析要領の充実化を図った。本報告はその成果をまとめたものである。本報告は、以下の5つの章で構成される。まず第1章で、本報告の背景及び概要について述べる。次に第2章で、標準的解析要領の枠組みと対象範囲について述べた後、第3章にて標準的解析要領の詳細について記述する。PASCALに対する信頼性確認事例についても同章で記す。第4章では、標準的解析要領を満足し、国内の現状の代表的事例として適切と考えられる手法

報告書

原子力施設耐震設計における福島・茨城県境を震源とする長周期地震動評価の高度化研究

桐田 史生; 冨永 昌宏; 山崎 敏彦; 瀬下 和芳; 瓜生 満

JAEA-Research 2022-006, 61 Pages, 2023/02

JAEA-Research-2022-006.pdf:6.24MB

核燃料サイクル工学研究所(以下、サイクル研)では、1990年代より地震観測を行っている。内陸地殻内地震について、2011年3月11日に発生した東北地方太平洋沖地震(以下、3.11地震)までは、茨城県北部$$sim$$福島県において発生頻度が低い状況であったが、3.11地震後、この地域で余震が頻発するようになり、福島県浜通り付近で発生した地震(2011年4月11日福島県浜通りの地震等)では、サイクル研の地震観測記録に顕著な長周期成分が観測された。この地震の震源付近の観測地点の記録には長周期成分は含まれておらず、サイクル研までの伝搬過程で、長周期成分が生成されたものと考えられる。敷地周辺の地下構造探査結果から深部の地震基盤には、盆地状構造が確認されており、この基盤形状を起因とした長周期成分の生成と評価した。原子力施設の耐震設計に用いる地震動評価では、敷地で得られた観測記録を要素地震に用いた経験的グリーン関数法により評価を行っており、サイクル研の観測記録を要素地震に用いて地震動評価を行った場合、震源ではわずかな長周期成分を伝搬過程で増幅したものを震源に戻し波形合成することとなり、長周期成分が過度に増幅される結果となる。このため本検討では、地震動の長周期成分の評価を精緻化するために、震源及び敷地周辺を含む広域の深部地盤の形状を反映できる三次元地盤構造モデルによる地震動評価を実施した。モデルは、浜通り地震の震源域付近から茨城県北部沿岸域を範囲(幅約80km$$times$$長さ約110km)とし、本研究における長周期地震動評価を適切に行えるよう2秒以上の周期帯の精度を担保するようなメッシュサイズを調整した。三次元地盤構造モデル構築にあたっては、複数の観測記録や震源モデルを用いて、最適な三次元地盤構造モデルを作成し、複数の地震のシミュレーション解析、分析等を行い、その適切性、有用性を確認した。これらの研究成果を実際の許認可業務の基礎資料として活用した。

報告書

原子炉圧力容器用確率論的破壊力学解析コードPASCAL5の使用手引き及び解析手法

高見澤 悠; Lu, K.; 勝山 仁哉; 眞崎 浩一*; 宮本 裕平*; Li, Y.

JAEA-Data/Code 2022-006, 221 Pages, 2023/02

JAEA-Data-Code-2022-006.pdf:4.79MB

原子炉圧力容器(RPV: Reactor Pressure Vessel)は原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する重要機器の1つであり、中性子照射等に伴う高経年化を考慮した構造健全性確保が極めて重要である。国立研究開発法人日本原子力研究開発機構(JAEA: Japan Atomic Energy Agency)では、RPVの構造健全性評価に関する研究の一環として、確率論的破壊力学(PFM: Probabilistic Fracture Mechanics)解析コードPASCAL(PFM Analysis of Structural Components in Aging LWR)の開発を進めている。本コードは、加圧水型軽水炉(PWR: Pressurized Water Reactor)及び沸騰水型軽水炉(BWR: Boiling Water Reactor)を対象に、影響因子が持つ不確実さを考慮し、加圧熱衝撃(PTS: Pressurized Thermal Shock)事象や低温過圧事象(LTOP: Low-Temperature Over Pressure)等の過渡によるRPVの炉心領域部の破損確率や破損頻度を求めるものである。破壊力学や確率論的計算手法等に関する最新知見や国内RPVに適した評価手法・評価モデルを踏まえ、新規解析機能の導入を進めるとともに、系統的なコード検証活動を通じて信頼性向上を図ってきた。平成12年度に公開したPASCALでは、PWRのPTS事象を対象に、RPVの破損確率を解析する基本的な枠組みを整備した。平成18年度に公開したPASCAL2では、内部亀裂の評価手法や様々な非破壊検査による亀裂の検出性に関する評価モデル等を導入し、過渡事象データベースを整備した。平成22年度に公開したPASCAL3では、肉盛溶接クラッド部に着目して、亀裂の評価機能等を改良した。平成29年度に公開したPASCAL4では、応力拡大係数解や破壊靭性の不確実さを考慮した評価モデル等の改良により解析機能の高度化を図るとともに、影響因子の不確実さを認識論的不確実さと偶然的不確実さに分類し、不確実さを考慮した信頼度評価機能等を整備した。平成30年度以降は、これまでPWRのPTS事象を対象としたRPV内面側亀裂の評価機能に加えて、BWRの起動事象、LTOP事象等を想定したRPV外面側亀裂の評価機能等の整備を進めてきた。これらの機能整備を踏まえ、国内PWR及びBWRのRPVを対象とした確率論的健全性評価に資する解析コードとして、PASCAL5へとバージョンアップした。PASCAL5はPFM解析モジュールであるPASCAL-RV、PASCAL-RVの入力データの生成やRPV炉心領域部を対象とした破損頻度の算出を行うモジュールであるPASCAL-Manager、付録として附属する簡易的な熱応力解析を

論文

Conformation, hydration, and ligand exchange process of ruthenium nitrosyl complexes in aqueous solution; Free-energy calculations by a combination of molecular-orbital theories and different solvent models

城戸 健太朗; 金子 政志

Journal of Computational Chemistry, 44(4), p.546 - 558, 2023/02

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

Distribution of solvent molecules near transition-metal complex is key information to comprehend the functionality, reactivity and so on. However, polarizable continuum solvent models still are the standard and conventional partner of molecular-orbital (MO) calculations in the solution system including transition-metal complex. In this study, we investigate the conformation, hydration structure and ligand substitution reaction between NO$$_2^-$$ and H$$_2$$O in aqueous solution for [Ru(NO)(OH)(NO$$_2$$)$$_4$$]$$^{2-}$$ (${bf A}$), [Ru(NO)(OH)(NO$$_2$$)$$_3$$(ONO)]$$^{2-}$$ (${bf B}$) and [Ru(NO)(OH)(NO$$_2$$)$$_3$$(H$$_2$$O)]$$^-$$ (${bf C}$) using a combination method of MO theories and a state-of-the-art molecular solvation technique (NI-MC-MOZ-SCF). In the complexes, the treatment is essentially required because except for nitrosyl ligand, a strong hydrogen bond is formed between the ligand and solvent water. These results are complementary to the data previously obtained by $$^{15}$$N NMR experiment. A dominant species is found in the complex ${bf B}$ conformers and, as expected, different between the solvent models, which reveals that molecular solvation beyond continuum media treatment are required for a reliable description of solvation near transition-metal complex. In the stability constant evaluation of ligand substitution reaction, similar to the previous reports, an assumption that considers the direct association between the dissociated nitrite anion and complex ${bf C}$ is useful to obtain a reliable stability constant.

論文

東日本大震災に伴う原子力災害の住民対応に携わった原子力の研究開発機関職員のメンタルヘルス対策

友常 祐介; 矢嶋 まゆみ; 奥野 浩; 山本 一也

労働安全衛生研究, 16(1), p.29 - 43, 2023/02

2011年3月に起きた東日本大震災に伴い発生した東京電力福島第一原子力発電所における事故において、日本原子力研究開発機構では最初の1年間にのべ約45,000人の職員が本来の職場を離れて電話相談,一時帰宅支援,環境モニタリングなどの支援業務に従事した。特に、住民と直接に接する電話相談に従事した職員には、感情労働に伴うストレスがかかった。同機構の核燃料サイクル工学研究所ではこれらの支援業務に従事した職員に対して、組織的なメンタルヘルスケアを行った。本論文では今回の活動を「支援者の支援」の具体例と位置づけ、原子力災害において住民等の支援を行う職員のメンタルヘルスについて考察した。

報告書

原子力施設の環境影響評価における観測・測定とモデル推定の役割及び相互の関係性に関する検討

外川 織彦; 大倉 毅史; 木村 仁宣

JAEA-Review 2022-049, 76 Pages, 2023/01

JAEA-Review-2022-049.pdf:3.74MB

原子力施設の建設前及び操業開始後には、平常運転時及び事故時に対する環境影響評価が行われる。これらは、周辺住民の安全の確認と安心の醸成を図ることを主たる目的としている。環境影響評価には、施設周辺の環境モニタリング等による観測・測定と計算モデルによるモデル推定が用いられ、状況や必要性などに応じてそれらのどちらか、あるいは両方を併用して実施される。本報告書では、原子力施設の環境影響評価において利用される観測・測定とモデル推定について、青森県六ヶ所村再処理施設を主たる例として、まず各々の方法、役割と長短、相互の関係性を調査する。次に、観測・測定データとモデル推定結果の代表的な用途例を示し、使用に際しての留意点などを検討する。最後に、観測・測定とモデル推定の高度化や両者の融合という今後の方向性を記述する。

報告書

安全研究センター成果報告書(令和3年度)

安全研究・防災支援部門 安全研究センター

JAEA-Review 2022-047, 180 Pages, 2023/01

JAEA-Review-2022-047.pdf:13.36MB

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構安全研究・防災支援部門安全研究センターでは、国が定める中長期目標に基づき、原子力安全規制行政への技術的支援及びそのための安全研究を行っている。本報告書は、安全研究センターの研究体制・組織及び国内外機関との研究協力の概要とともに、安全研究センターで実施している9つの研究分野[(1)シビアアクシデント、(2)リスク評価・防災、(3)軽水炉燃料、(4)事故時熱水力、(5)材料劣化・構造、(6)核燃料サイクル施設、(7)臨界安全管理、(8)保障措置、(9)放射性廃棄物管理]及びこれらを支援する2つの組織横断的活動[(1)リスク情報活用推進のための研究、(2)規制・国際情報の分析]について、令和3年度の活動状況及び研究成果を取りまとめたものである。

論文

Engineering formulation of the irradiation growth behavior of zirconium-based alloys for light water reactors

垣内 一雄; 天谷 政樹; 宇田川 豊

Journal of Nuclear Materials, 573, p.154110_1 - 154110_7, 2023/01

 被引用回数:0

The irradiation growth behavior of coupon specimens prepared from improved Zr-based alloys for light-water reactor fuel cladding, which have various additive elements and fabrication conditions, was investigated by conducting an irradiation test at 573 and 593 K under typical PWR coolant conditions up to a fast-neutron fluence of $$approx$$7.8$$times$$10$$^{21}$$ (n/cm $$^{2}$$, E $$>$$1 MeV) in the Halden reactor in Norway. Based on the dimensional change data measured at interim and final inspections, the amounts of irradiation growth of the improved Zr-based alloys were formulated from the viewpoint of engineering. The trends of the parameters which express the effects of additive elements on irradiation growth behavior were in good agreement with those previously reported, and it was found that the amount of irradiation growth can be expressed by using a summation rule of the effect of each additive element on irradiation growth.

論文

Estimation for mass transfer coefficient under two-phase flow conditions using two gas components

南上 光太郎; 塩津 弘之; 丸山 結; 杉山 智之; 岡本 孝司*

Journal of Nuclear Science and Technology, 8 Pages, 2023/00

 被引用回数:0

For proper source term evaluation, we constructed the theoretical model to estimate the mass transfer coefficient of gaseous iodine species under two-phase flow conditions, which complicates the direct experimental measurements. The mass transfer speed is determined by the product of the overall mass transfer coefficient and the interfacial area. By using the ratio of two gas components, the interfacial area, which is an important parameter that is difficult to measure, can be canceled out and the ratio of their overall mass transfer coefficients can be obtained. This ratio is expected to be equal to the ratio of their diffusion coefficients. Therefore, the unknown mass transfer coefficient such as iodine species can be estimated using the diffusion coefficients of two gas components and the reference mass transfer coefficient such as O$$_{2}$$. We carried out the experiments using the bubble column to confirm this relationship. From the results in this study, we confirmed that the ratio of the overall mass transfer coefficient was in good agreement with the ratio of diffusion coefficient under the bubbly flow conditions. Using this relationship confirmed in this study, we estimated the mass transfer coefficient of I$$_{2}$$, one of the iodine species.

論文

Numerical simulation of bubble hydrodynamics for pool scrubbing

岡垣 百合亜; 柴本 泰照; 和田 裕貴; 安部 諭; 日引 俊詞*

Journal of Nuclear Science and Technology, 14 Pages, 2023/00

Pool scrubbing is an important filtering process that prevents radioactive aerosols from entering the environment in the event of severe accidents in a nuclear reactor. In this process of transporting aerosol particles using bubbles, bubble hydrodynamics plays a crucial role in modeling pool scrubbing and significantly affects particle removal in a bubble. The pool scrubbing code based on Lumped Parameter (LP) approach includes the particle removal model, and its hydrodynamic parameters are determined based on simple assumptions. We aim to apply the three-dimensional Computer Fluid Dynamics (CFD) approach to understand the detailed bubble interaction. This study validated the applicability of the CFD simulation to bubble hydrodynamics at the flow transition from a globule to a swarm region, which is critical in the stand-alone pool scrubbing code-SPARC-90. Two types of solvers based on the Volume Of Fluid (VOF) and the Simple Coupled Volume Of Fluid with Level Set (S-CLSVOF) methods were used to capture the gas-liquid interface in the CFD simulation. We used the experimental data for validation. As a result, the VOF and S-CLSVOF methods accurately predicted the bubble size and void fraction distributions. In addition, we confirmed that the bubble rise velocity of the S-CLSVOF method almost agreed with the experimental results.

報告書

再処理施設の高レベル廃液貯槽蒸発乾固事故解析のための廃液沸騰模擬計算プログラム; SHAWEDの整備

吉田 一雄; 玉置 等史; 桧山 美奈*

JAEA-Research 2022-011, 37 Pages, 2022/12

JAEA-Research-2022-011.pdf:2.88MB

再処理施設の過酷事故の一つとして高レベル放射性廃液貯槽の冷却機能喪失による蒸発乾固事故が想定される。再処理廃液の沸騰段階での放射性物質の気相部への移行のメカニズムは、沸騰によって生成される飛沫のうち比較的小さい粒径の液滴のエアロゾル化と、揮発性化学種の温度上昇に伴う気化である。気相に移行した放射性物質は、沸騰により発生する硝酸-水混合蒸気や硝酸塩の熱分解による脱硝反応で生じるNO$$_{2}$$などとともに貯槽から流出し、施設内を移行し一部は施設外に放出されると想定される。当該事故で生じるこれらの諸事象は、すべて貯槽内の廃液の沸騰を起源とするため、それによって生じるリスクを精度良く評価するには、汎用性のある計算プログラムを用いた貯槽内の熱水力的及び化学的挙動の定量的な模擬が不可欠である。これを目的として再処理廃液の沸騰を模擬する計算プログラム: SHAWED ($$underline{rm S}$$imulation of $$underline{rm H}$$igh-level radio$$underline{rm A}$$ctive $$underline{rm W}$$aste $$underline{rm E}$$vaporation and $$underline{rm D}$$ryness)を開発した。本報では、当該事故のリスク評価に資するために、模擬対象とする事象の特徴をもとに沸騰及びそれに伴う諸事象の模擬に必要な主要な解析モデルを説明するとともに、具体的な模擬事例を示す。

論文

Improvement of JASMINE code for ex-vessel molten core coolability in BWR

松本 俊慶; 川部 隆平*; 岩澤 譲; 杉山 智之; 丸山 結

Annals of Nuclear Energy, 178, p.109348_1 - 109348_13, 2022/12

シビアアクシデント時の溶融物関連事象を評価するためにFCIコードであるJASMINEの機能拡張を行った。溶融物の冷却性評価ではキャビティ床面上における粒子状・アグロメレーション・ケーキ状デブリ質量割合や最終的な幾何形状の予測が必要である。アグロメレーションモデルでは、熱を保有した粒子同士のくっつきを考慮し、組み込んだ。もう一つのモデル改良は拡がりモデルの改良である。浅水方程式を導入し、拡がり先端部のクラスト成長に基づく拡がり停止条件を組み込んだ。調整係数の最適化のためにスウェーデンKTHにおいて実施されたDEFOR-A及びPULiMS実験を参照した。JASMINEコードによる実験解析では共通のパラメータセットで良い再現性が得られ、主要な現象は適切にモデル化されたことを示した。

論文

$$^{135}$$Cs濃度と$$^{135}$$Cs/$$^{137}$$Cs同位体比の測定の最近の動向

島田 亜佐子

分析化学, 71(12), p.625 - 633, 2022/12

$$^{135}$$Csは高レベル放射性廃棄物の安全評価上の重要核種であることから、使用済燃料中濃度を定量し計算結果と比較して計算コードの改良がおこなわれてきた。その一方で、その測定の難しさから、報じられている半減期が大きな不確かさを持つなど、基本的な性質についてさえ未だはっきりしていない核種でもある。また、環境試料中の$$^{135}$$Cs/$$^{137}$$Cs同位体比はその起源や導入時期の推定が可能であることから、核実験のグローバルフォールアウトやチェルノブイリ原子力発電所の事故などについて研究されてきたが、特に東京電力福島第一原子力発電所の事故以降に脚光を浴びた。環境試料の分析では、放射性Cs濃度が低いため化学分離法が開発されるとともに、質量分析計の進歩もこの分析に大きく貢献した。本稿では対象ごとの$$^{135}$$Cs/$$^{137}$$Cs同位体比の特徴について述べるとともに、化学分離法や質量分析法の最近の動向ついても整理した。

論文

Uncertainty quantification of seismic response of nuclear reactor building using a three-dimensional finite element model

崔 炳賢; 西田 明美; Li, Y.; 高田 毅士

Earthquake Engineering and Resilience (Internet), 1(4), p.427 - 439, 2022/12

本研究では、原子力施設の確率論的地震リスク評価の信頼性向上に資するため、原子炉建屋の地震フラジリティ評価における認識論的不確実さの定量化を目的としている。従来、原子炉建屋の地震フラジリティ評価では、簡易な質点系モデルが用いられているが、より現実的な応答との違いを把握するため、原子炉建屋の3次元詳細モデルによる地震応答解析を実施し、得られた建屋の壁および床の応答を現実的応答と仮定して、質点系モデルの認識論的不確実さとして評価を試みた。得られた認識論的不確実さ結果は、上層階程大きくなる傾向があり、重要機器が設置される地下階では、地下3階で0.1程度、地下1階で0.2$$sim$$0.35程度であった。この認識論的不確実さを従来の質点系モデルに反映することにより、3次元効果を考慮したより現実的なフラジリティ評価が期待される。

論文

Closed-form stress intensity factor solutions for circumferential and axial surface cracks with large aspect ratios in pipes

東 喜三郎*; Li, Y.

Journal of Pressure Vessel Technology, 144(6), p.061303_1 - 061303_13, 2022/12

 被引用回数:0 パーセンタイル:0(Engineering, Mechanical)

In this paper, we investigate the influence of the stress intensity factor at the maximum point for a circumferential crack and an axial crack with a large aspect ratio in a cylinder. First, we obtained the influence coefficients Gi for the stress intensity factor at the surface point, the deepest point, and the maximum point by finite element analysis, and developed a series of closed-form Gi solutions. Then, we proposed methods for evaluating the stress intensity factor for a crack with a large aspect ratio in a manner that characterizes the influence of the solutions at the maximum point.

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