Probabilistic fracture mechanics benchmarking study of PASCAL-SP code with xLPR code regarding primary water stress corrosion cracking

真野 晃宏; 山口 義仁; 勝山 仁哉

International Journal of Pressure Vessels and Piping, 222, p.105792_1 - 105792_11, 2026/08

https://doi.org/10.1016/j.ijpvp.2026.105792

PASCAL-SPは、日本原子力研究開発機構(JAEA)が開発したPFM解析コードであり、加圧水型原子炉及び沸騰水型原子炉の両方の環境における応力腐食割れや疲労等の経年劣化を考慮して配管の破損確率を評価できる。PASCAL-SPの解析結果の信頼性を高めるために、米国NRCがEPRIと共同で開発したPFM解析コードxLPRを用いたベンチマーク解析を実施した。この解析は、共通の解析条件に基づく決定論的解析と確率論的解析から構成される。ベンチマーク解析の結果、決定論的解析と確率論的解析の両方でPASCAL-SPとxLPRがほぼ同じ結果を出力することが確認された。本論文では、使用した解析条件の詳細と、解析結果の比較を示す。

Analysis of fracture conditions of Cr-coated Zr alloy claddings under LOCA conditions calculated using FEMAXI fuel performance code

Luu, V. N.; 谷口 良徳; 宇田川 豊; 田崎 雄大; 勝山 仁哉

Annals of Nuclear Energy, 230, p.112114_1 - 112114_14, 2026/06

https://doi.org/10.1016/j.anucene.2026.112114

Fracture behavior of chromium (Cr) coated cladding under loss of coolant accident (LOCA) conditions was investigated utilizing the FEMAXI fuel performance code. Cr coating degradation models were introduced to FEMAXI to calculate oxygen diffusion behavior within the cladding tube. The FEMAXI code reasonably simulated the observed evolution of cladding metallic and oxide layers under the simulated LOCA conditions, accounting for factors such as wall thinning due to cladding high temperature creep, Cr layer thinning by CrO formation and Cr/Zr interdiffusion, weight increase by oxygen absorption, associated oxide growth, and increased oxygen concentration in -Zr phase. According to sensitivity analyses of the cladding oxygen concentration, where the effects of wall thickness change and eutectic reactions were taken into account, the fracture condition of the Cr-coated cladding samples can be reasonably modelled by the fracture criteria based on the remaining -Zr thickness with an oxygen concentration of 0.9 wt%.

Bayesian approach to model temperature dependence of Charpy absorbed energy and uncertainty evaluation of ductile-to-brittle transition temperature for reactor pressure vessel steel

高見澤 悠; 西山 裕孝

Journal of Pressure Vessel Technology, 148(3), p.031501_1 - 031502_12, 2026/06

https://doi.org/10.1115/1.4070725

原子炉圧力容器(RPV)鋼の中性子照射脆化は、プラント運転中の監視試験試験(シャルピー衝撃試験)で得られる延性‐脆性遷移温度(DBTT)を用いて評価されてきた。RPVの構造健全性評価の信頼性を確保するためには、監視試験に内包される不確かさを考慮した十分な安全余裕を考慮する必要がある。本研究では、日本と米国で製造された約1,900の未照射および照射済み材料のデータセットを用いて、シャルピー吸収エネルギー変動の温度依存性を評価するモデルを開発した。次に、モンテカルロサンプリングとベイズ推定を用いてシャルピー試験データの確率分布を推定し、41Jエネルギーレベル()におけるシャルピー延性‐脆性遷移温度の確率分布を評価した。試験片数との不確かさの関係を詳細に評価した結果、日本製鋼材と米国製鋼材のの不確かさはほぼ同等であり、中性子照射によっても変化がない(材料の不均質性に明確な変化がない)ことがわかった。一方、製造方法に関しては、母材と溶接金属のの不確かさはほぼ同等であったが、熱影響部(HAZ)の不確かさが大きいことが示された。

Chemical kinetic uncertainty quantification for Reynolds-Averaged Navier-Stokes simulations of turbulent premixed combustion

茂木 孝介; 塩津 弘之; 松本 俊慶; 日引 俊詞*; 柴本 泰照

International Journal of Heat and Mass Transfer, 258, p.128275_1 - 128275_15, 2026/05

https://doi.org/10.1016/j.ijheatmasstransfer.2025.128275

We established a methodology to quantify chemical kinetic uncertainties, specifically the uncertainty in reaction rate constants, in Reynolds-Averaged Navier-Stokes (RANS) simulations of turbulent premixed combustion. The methodology consists of three main steps. First, an uncertainty database for the hydrogen combustion reaction was constructed. Second, these uncertainties were propagated to the laminar flame speed, which served as the input data for the subsequent RANS simulation, through a freely propagating flat flame simulation. Third, the uncertainty in the laminar flame speed was propagated to quantities of interest (QoIs) through the RANS simulation. We employed the non-intrusive polynomial chaos method to reduce the number of demanding RANS simulation runs. The established methodology was applied to the flame acceleration benchmark experiments in the ENACCEF facility, revealing that the analysis successfully quantified the uncertainty within an acceptable computational cost. The uncertainty analysis showed that the uncertainty in the propagating flame was closely related to the physical mechanisms involved in the acceleration process. Finally, we discussed the factors influencing the results and examined the validity of the proposed uncertainty analysis.

Development of quick neutron spectrum reconstruction module based on POD for burnup calculation of fast reactor

相澤 直人*; 渡邉 友章; 千葉 豪*; 多田 健一; 藤田 達也*; 山本 章夫*

Nuclear Engineering and Technology, 58(5), p.104176_1 - 104176_16, 2026/05

https://doi.org/10.1016/j.net.2026.104176

A quick neutron spectrum reconstruction module based on proper orthogonal decomposition (POD) and a regression model for fast reactors is developed for the general-purpose burnup calculation code SWAT-X. This module enables burnup calculations to be performed quickly for arbitrary conditions based on a few parameters, eliminating the need for computationally intensive calculation codes. Reduced-order and regression models are constructed by applying the POD technique to the snapshot data of the multi-group neutron fluxes calculated using randomly-sampled parameter sets for a single hexagonal pin-cell of a sodium-cooled fast reactor. The neutron spectrum is reconstructed using a linear combination of POD basis vectors with the coefficients obtained from the regression model. The applicability of a pin-cell model, the accuracy of the reconstruction module itself, and its integration with SWAT-X are verified by comparing with the calculation results from the reactor physics code system CBZ.

Simple technique for the preparation of uranium-impregnated porous silica particles and their application as working standard particles for analysis of the safeguards environmental samples

富田 純平; 富田 涼平; 鈴木 大輔; 安田 健一郎; 宮本 ユタカ

Journal of Nuclear Science and Technology, 63(4), p.443 - 454, 2026/04

https://doi.org/10.1080/00223131.2025.2557376

A simple method for preparing uranium particles by impregnating uranium into porous silica particles was developed for use as particulate isotopic working standards. Isotopic standard solutions of uranium were prepared by acid digestion of uranium isotopic standard powder (CRM U100 and U850 from NBL) and then impregnated into the porous silica particles. The impregnation of uranium into the porous silica particles was observed by scanning electron microscopy-energy dispersive X-ray spectroscopy and large-geometry secondary-ion mass spectrometry analyses. The abundances of uranium isotopes determined by multicollector thermal ionization mass spectrometry agreed with the certified values, and no significant bias was found between the measured and certified values. These results indicate this new method for preparing uranium-impregnated particles has the potential to be applied to the preparation of in-house particulate isotopic standards.

Analysis of the effect of crack curvature in Mini-C(T) specimen on fracture toughness evaluation

下平 昌樹; 河 侑成; 高見澤 悠; 勝山 仁哉; 鬼沢 邦雄

Journal of Pressure Vessel Technology, 148(2), p.021504_1 - 021504_10, 2026/04

https://doi.org/10.1115/1.4070669

最新の原子炉圧力容器の構造健全性評価においては、マスターカーブ法に基づく正確な破壊靭性参照温度Tの取得が必要である。破壊靭性参照温度TはMini-C(T)破壊靭性試験片によって取得可能であり、この試験片の寸法や亀裂形状に関しては、ASTM規格のE1921や日本電気協会電気技術規程JEAC4216に規定されている。最近、ASTM E1921では評価の正確性や試験を行う上での利便性を向上させるために、亀裂形状に関する規定の変更が行われてきた。このような規格の改定に伴うMini-C(T)試験片の許容亀裂形状の変化は、亀裂先端の塑性拘束状態を変化させ、T評価に影響を及ぼす可能性がある。本研究では、ASTM E1921やJEAC4216に規定される亀裂形状に関する要求の妥当性について議論するため、Mini-C(T)試験片の亀裂湾曲が破壊靭性評価に及ぼす影響について、ワイブル応力解析を含む有限要素解析によって定量的に評価した。その結果、ASTM E1921-21で定められた最大湾曲を有する亀裂形状の場合、亀裂先端の塑性拘束が弱められ、理想的な直線状亀裂を有するMini-C(T)試験片で得られる破壊靭性値に比べて高めの破壊靭性値が得られる可能性を示した。また、上述の最大湾曲を許容した場合、非保守的なTが取得されることをワイブル応力解析によって示した。一方、JEAC4216で許容される最大湾曲を有する亀裂形状の場合は、理想的な直線状亀裂の場合と比べてTの有意な差は見られなかった。

Modeling terminal velocity and aspect ratio of a single bubble in distorted-particle and cap bubble regimes for pool scrubbing simulation

岡垣 百合亜; 日引 俊詞*

Progress in Nuclear Energy, 194, p.106267_1 - 106267_23, 2026/04

https://doi.org/10.1016/j.pnucene.2026.106267

Pool scrubbing is an essential filtration process that prevents the release of radioactive aerosols into the environment during severe accidents at nuclear reactors. During such events, a mixture of steam and/or various noncondensable gases containing radioactive aerosols is injected into the pool, where it forms bubbles. During aerosol particle transport, bubble dynamics play a notable role in determining the efficiency of particle removal within the bubbles. Clarifying these mechanisms is crucial for accurately modeling pool scrubbing processes. In practice, pool scrubbing codes based on the lumped parameter (LP) approach incorporate particle removal models; however, key hydrodynamic parameters - such as bubble rise (terminal) velocity and bubble aspect ratio - are modeled using simplified assumptions. The present study aimed to verify the validity of existing correlations for terminal velocity and bubble aspect ratio, with the long-term objective of proposing improved models. As part of this fundamental research, the behavior of a single bubble rising in a stagnant liquid, simulating a pool environment, was visualized through computational fluid dynamics (CFD) simulations employing an interface tracking/capturing method. The effective aspect ratio was calculated based on the bubble interfacial area and volume. Furthermore, correlations for single-bubble terminal velocity and aspect ratio were developed, taking into account the transition in bubble shape as the volume-equivalent diameter increased. The findings from the present study are expected to provide a foundation for the development and evaluation of future standalone pool scrubbing codes, including improved correlations for terminal velocity for bubble swarm, bubble aspect ratio, and other relevant hydrodynamic parameters.

令和6年度東京電力福島第一原子力発電所周辺における航空機モニタリング及び無人航空機による放射線モニタリングに係る技術開発(受託研究)

普天間 章; 越智 康太郎; 佐々木 美雪; 中間 茂雄; 川崎 義晴*; 岩井 毅行*; 平賀 祥吾*; 萩野谷 仁*; 松永 祐樹*; 山田 勉*; et al.

JAEA-Technology 2025-016, 253 Pages, 2026/03

JAEA-Technology-2025-016.pdf:20.16MB

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する東京電力福島第一原子力発電所事故直後から、放射線の分布を迅速かつ広範囲に測定する航空機を用いた空からの測定方法が採用されている。日本原子力研究開発機構は原子力規制庁からの受託事業として、令和6年度に東京電力福島第一原子力発電所周辺の航空機モニタリングを実施した。実施内容は、以下の通りである。過去のモニタリング結果との比較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。航空機モニタリングによる空間線量率の換算精度向上のために、地形の起伏を考慮に入れた解析を行った。地形の起伏を考慮する前後の解析結果を比較し、本手法による換算精度向上の効果を評価した。有人ヘリコプターについては、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、ラドン子孫核種が航空機モニタリングに与える影響を評価した。より効率的に広範囲な航空機モニタリングを展開するため、無人航空機によるモニタリングの技術開発を進めた。

音響異方性を有する溶接金属部での柱状晶伝搬エコーに関する超音波解析; 加圧水型原子炉1次系ステンレス鋼配管の粒界割れを対象として(令和6年度原子力規制研究技術基盤構築事業費補助金「原子力規制研究の強化に向けた技術基盤構築事業」)

松井 哲也; 下平 昌樹; 山口 義仁; 外山 健; 勝山 仁哉

JAEA-Research 2025-017, 41 Pages, 2026/03

JAEA-Research-2025-017.pdf:4.52MB

日本原子力研究開発機構安全研究センターでは、2024年度より先進的な検査・構造健全性評価技術に関する基盤研究を進めており、その一環として超音波シミュレータによる模擬探傷画像及び機械学習を活用して超音波探傷結果診断技術を開発予定である。本研究では、そこで用いる超音波シミュレータの適用性を検証するため、シミュレータによるフェーズドアレイ超音波探傷での解析結果と実機事例を比較した。実機事例として、数少ない公開結果である2020年に報告された関西電力大飯発電所3号機加圧器スプレイライン配管溶接部における粒界割れの超音波探傷結果を比較対象とした。配管溶接部に対する入射角45のフェーズドアレイリニアスキャンを模擬した解析において、亀裂によるコーナーエコー及び端部エコーはその亀裂の位置に正しく検出された。一方、解析において溶接金属部内に強い柱状晶伝搬エコーが検出され、その強度は柱状晶異方性の対称軸角度への依存性が高いことがわかった。また、入射角31の場合にも強い柱状晶伝搬エコーが得られ、その柱状晶伝搬エコーは亀裂のコーナーエコーと繋がって、配管内表面における亀裂位置から溶接内部にまたがる形状であった。これは、実機事例とよく一致していることから、フェーズドアレイの入射角31で実測された溶接内部エコーの原因としては柱状晶伝搬エコーも考えられる可能性が示唆された。