Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
櫻井 惇也*; 鳥形 啓輔*; 松永 学*; 高梨 直人*; 日比野 真也*; 木津 健一*; 森田 聡*; 井元 雅弘*; 下畠 伸朗*; 豊田 晃大; et al.
鉄と鋼, 111(5), p.246 - 262, 2025/04
Creep testing is time-consuming and costly, leading institutions to limit the number of tests conducted to the minimum necessary for their specific objectives. By pooling data from each institution, it is anticipated that predictive models can be developed for a wide range of materials, including welded joints and degraded materials exposed to service conditions. However, the data obtained by each institution is often highly confidential, making it challenging to share with others. Federated learning, a type of privacy-preserving computation technology, allows for learning while keeping data confidential. Utilizing this approach, it is possible to develop creep life prediction models by leveraging data from various institutions. In this paper, we constructed global deep neural network models for predicting creep rupture life of heat-resistant ferritic steels in collaboration with eight institutions using the federated learning system we developed for this purpose. Each institution built a local model using only its own data for comparison. While these local models demonstrated good predictive accuracy for their respective datasets, their predictive performance declined when applied to data from other institutions. In contrast, the global model constructed using federated learning showed reasonably good predictive performance across all institutions. The distance between each institution's data was defined in the space of explanatory variables, with the NIMS data, which had the largest dataset, serving as the reference point. The global model maintained high predictive accuracy regardless of the distance from the NIMS data, whereas the predictive accuracy of the NIMS local model significantly decreased as the distance increased.
浪江 将成; 斉藤 淳一; 岡 涼太郎*; Kim, J.-H.*
Vacuum, 234, p.114038_1 - 114038_9, 2025/04
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Materials Science, Multidisciplinary)Wettability of titanium (Ti) and surface-modified (Oxidized or Fluorinated) Ti with liquid sodium (Na) were investigated via experiments and theoretical calculations. From the experimental results, a sliding angle of Na droplet on oxidized Ti was smaller than that on untreated Ti, indicating the worsening of wettability by oxidation. In contrast, the sliding angle of Na droplet on fluoridated Ti was larger than that on untreated Ti, indicating an improvement in wettability by fluorination. Additionally, the cluster models for the interface between Na droplets and treated or untreated Ti were constructed for theoretical calculations of electronic states at the interface, covalent and ionic bonds at the interface were evaluated from the calculation results. The sliding angles obtained in the wettability tests and the strength of covalent bonding at the interface showed no correlation, but good correlation was observed between the sliding angles and ionic bonding at the interface. Thus, the wettability of surface-modified Ti with liquid Na can be theoretically understood based on the atomic interactions at the interface.
林崎 康平; 廣岡 瞬; 山田 忠久*; 砂押 剛雄*; 村上 龍敏; 齋藤 浩介
Ceramics (Internet), 8(1), p.24_1 - 24_12, 2025/03
Zirconolite is a wasteform that can immobilize Pu. Herein, zirconolites comprising Ce as a Pu simulant and Al as a charge compensator of Ce/Pu were synthesized by sintering raw CaO, ZrO
, TiO, CeO, and AlO
powder mixtures at 1400
C in static air. The reduction behavior and phase transformation of zirconolites during their heat treatment in an Ar-H gas flow were investigated. All zirconolite compositions first underwent reduction at 
1050C by forming a small domain of perovskite phase. Ce-Al co-doped zirconolite showed a smaller fraction of phase transformation in perovskite than Ce-doped zirconolite, indicating the advantage of using a charge compensator to prevent perovskite formation.
田中 正暁; 堂田 哲広; 浜瀬 枝里菜; 桑垣 一紀; 森 健郎; 岡島 智史; 菊地 紀宏; 吉村 一夫; 松下 健太郎; 橋立 竜太; et al.
日本機械学会論文集(インターネット), 91(943), p.24-00229_1 - 24-00229_12, 2025/03
先進型原子炉システムの設計最適化や安全評価を支援する「AI支援型革新炉ライフサイクル最適化手法(ARKADIA)」の一部として、設計基準事象までの設計課題に適用する「ARKADIA-Design」の整備を進めてきた。本報では、ARKADIA-Designにおける、炉心設計及び炉構造設計、並びに保全に関わる点検工程の最適化プロセスの実装状況と、最適化検討とともに個別評価におけるプラント挙動の解析に必要な複数の解析コードの連成解析を含む解析評価技術の開発状況を報告する。
Pu
Am
)O
横山 佳祐; 渡部 雅; 薄井 茜; 関 崇行*; 大西 貴士; 加藤 正人
Nuclear Materials and Energy (Internet), 42, p.101908_1 - 101908_6, 2025/03
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)本研究では熱重量法を用いて1273、1473、1573及び1623Kにおける(UPuAm)Oの新たな酸素ポテンシャルデータを取得した。Pu富化度及びO/M比が同じ低Am含有MOX燃料と比較した場合、酸素ポテンシャルはAm含有率に応じて高くなることがわかった。また、化学量論組成におけるカチオン価数は(U
U
Pu
Am
)O
であり、Am
が増加するに応じてU
がU
に増加していることが予測された。実験データを欠陥化学モデルを用いて解析し、O/M比を温度と酸素分圧の関数として表すことができた。本研究成果の一部は、文部科学省の原子力システム研究開発事業による委託業務(JPMXD0219214921)としての研究開発を含む。
-tetraoctyl diglycolamide solvent induced by hydrogen ion beam中原 将海; 石井 保行*; 山縣 諒平*; 山田 尚人*; 江夏 昌志*
QST-M-52; QST Takasaki Annual Report 2023, P. 47, 2025/03
高レベル放射性廃液からAm及びCmを回収のために抽出溶媒や分離プロセスの研究が行われている。効率的な有機溶媒からのAm及びCmの逆抽出のために荷電粒子誘起発光による錯体構造の解析及び評価を試みている。本研究では、マイナーアクチニドの模擬物質としてSmを使用し、構造評価のためにH
イオンビーム照射による-テトラオクチルジグリコールアミド有機溶媒中のSm錯体の荷電粒子誘起発光スペクトルを測定した。
第56回日本原子力学会賞受賞記念寄稿
遮蔽実験を活用した革新炉核設計の信頼性向上の研究について丸山 修平
炉物理の研究(インターネット), (78), 7 Pages, 2025/03
第56回日本原子力学会賞受賞した論文の解説記事である。本稿では、受賞論文の研究の背景/狙いや関連する今後の研究計画等について述べる。
大西 貴士; 小山 真一*; 横山 佳祐; 森下 一喜; 渡部 雅; 前田 茂貴; 矢野 康英; 大木 繁夫
Nuclear Engineering and Design, 432, p.113755_1 - 113755_17, 2025/02
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)The burning of minor actinide (MA) elements, such as neptunium (Np) and americium (Am), in fast reactors (FRs) has been proposed to reduce the volume of high-level radioactive waste. Evaluation of the transmutation behavior of Am for a wide spectral range from thermal to fast neutrons requires experimental validation based on the irradiation of Am targets with well-known isotopic compositions. Four samples each of two types of Am targets, Am-241 oxide and Am-243 oxide, were prepared and irradiated in the experimental fast reactor Joyo under fast neutron flux. Additionally, a ninth sample consisting of Am-241 oxide contained in a MgO pellet was prepared and irradiated in the JMTR under thermal neutron flux. All irradiated samples were analyzed by a radiochemical method. Indexes of the transmutation behavior such as the transmutation ratio, the ratio between burnup and accumulation of an actinide could be evaluated based on the analytical results.
松下 健太郎; 江連 俊樹; 田中 正暁; 今井 康友*; 藤崎 竜也*; 堺 公明*
Nuclear Engineering and Design, 432, p.113785_1 - 113785_16, 2025/02
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)ナトリウム冷却高速炉の安全設計の観点から、液面渦によるアルゴンカバーガスのガス巻込み現象(GE)を評価する手法の確立が必要となる。本研究では、GEを評価するインハウスツールである「StreamViewer」の評価モデルの高度化として、吸込み部から液面部にかけて連続する渦中心点を接続することで渦中心線を抽出し、渦中心線に沿った減圧量分布と水頭圧とのつり合いに基づいて渦のガスコア長さを評価する「PVLモデル」について提案した。PVLモデルの適用性確認として、矩形開水路体系における垂直平板による非定常後流渦試験の三次元数値解析結果に本モデルを適用し、その結果、PVLモデルを用いたStreamViewerによるGE評価によって、非定常渦流れの試験における入口流速とガスコア長さの関係を再現できることが確認された。
浜瀬 枝里菜; 三宅 康洋*; 今井 康友*; 堂田 哲広; 小野 綾子; 田中 正暁
Nuclear Engineering and Design, 432, p.113738_1 - 113738_12, 2025/02
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)ナトリウム冷却高速炉の安全性強化のため、浸漬型直接炉内冷却器(D-DHX)による自然循環崩壊熱除去システムの開発を進めている。D-DHXを用いた場合、炉心と炉上部プレナム間の相互作用(炉心-プレナム相互作用)が生じるため、炉容器全体を一括して取り扱う多次元熱流動評価手法(RV-CFD)の構築が必要となる。本研究では、実炉解析に向けて、集合体のモデル化に着目し、解析精度を確保しながら、計算負荷低減が可能なサブチャンネルを複数個合わせた疎メッシュサブチャンネルCFDモデルを開発し、RV-CFDの炉心部に適用した。PLANDTL-1試験解析の結果、自然循環時における炉心-プレナム相互作用を精度よく評価できることを確認した。
宮崎 康典; 佐野 雄一; 石神 龍哉*
EPJ Web of Conferences, 317, p.01006_1 - 01006_7, 2025/01
被引用回数：0TEHDGA吸着材にガンマ線及びHe
イオンビーム(例えば
Amからのアルファ線を模擬したもの)を照射し、水素ガス発生量、浸漬3M硝酸溶液中の有機物の溶出量、熱特性及び分解生成物の化学種を評価した。これらを組み合わせて、1kGy/hの線量率のラフィネートからMAを分離回収プロセスの運転安全性を評価した。
菊地 晋; 古賀 信吉*
Journal of Thermal Analysis and Calorimetry, 150(1), p.585 - 590, 2025/01
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Thermodynamics)The objective of this study was to ascertain the thermodynamic parameters associated with the phase transitions of NaO through the use of differential scanning calorimetry (DSC). Due to the high chemical reactivity of NaO at elevated temperatures, particular precautions were necessary for the DSC measurement, including the selection of an appropriate crucible material, the preparation of a custom-made crucible with a specialized geometrical configuration, and the meticulous calibration of the recorded temperature and enthalpy change. Furthermore, all experimental procedures for the DSC measurement were required to be conducted under controlled atmospheric conditions of inert gas. Despite the aforementioned difficulties, we were able to successfully determine the transition temperatures and enthalpy changes associated with the structural phase transition and melting of NaO using DSC. The reliability of these thermodynamic parameters was validated by comparing them with previously reported values.
毛利 哲也; 羽様 平; 片桐 寛樹*; 大釜 和也
Nuclear Technology, 211(1), p.143 - 160, 2025/01
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)高速増殖原型炉「もんじゅ」で測定された反応率分布のうち、中性子しゃへい体領域での測定データの信頼性及び有用性について、核データにJENDL-4.0を用いた計算値との比較により検討した。高エネルギーの中性子に感度を持つ
U(n,f)及び
Ni(n,p)反応率の測定データは全て信頼できることを確認した。しゃへい体領域での測定値と計算値の差異は炉心領域に比べ大きくなるが、Ni(n,p)反応率については核データにJEFF-3.3を用いることで改善すること、U(n,f)反応率では700eV付近のエネルギー領域におけるU(n,f)断面積が差異に寄与していることを明らかにした。低エネルギーの中性子に感度を持つ
U(n,f), 
Pu(n,f), U(n,
)及び
Au(n,)反応率については、下部しゃへい体領域で計算値との差異が比較的大きいが、しゃへい特性に求められる精度としては許容できること、径方向しゃへい体を含むその他の領域については全て信頼できることを確認した。
小野田 雄一; 飛田 吉春; 岡野 靖
IAEA-TECDOC-2079, p.215 - 225, 2025/00
日本原子力研究開発機構(JAEA)におけるナトリウム冷却高速炉の炉心流量喪失時原子炉停止機能喪失事故の評価のための解析手法を、事故の膨張段階における機械的影響に焦点を当てて概略を説明する。JAEAでは、エナジェティクス評価のための解析手法を開発し、解析プロセスを次の3つに分けている:1)発生した熱を機械的エネルギーに変換するSIMMERコードを用いた解析、2)AUTODYNコードを用いた原子炉容器の構造応答解析、及び3)遮へいプラグ間の間隙から上部遮へいの上方に放出されるナトリウム量のPLUGコードを用いた解析。AUTODYNによる構造応答解析の入力として、SIMMERの計算により得られた、ガス(燃料,スティール蒸気及び核分裂ガス)と溶融炉心物質の混合物からなるCDA気泡の圧力-体積関係が使用される。PLUGの入力には、SIMMERの計算により得られた上部遮へい下面に作用する圧力履歴を使用する。これらの解析コードは、各計算の結果に大きな影響を与える支配的な現象の解析を通じて妥当性を確認している。これらJAEAが開発した解析手法を原子炉体系の解析に適用し、その適用性を確認した。
飛田 吉春; 田上 浩孝; 石田 真也; 小野田 雄一; 曽我部 丞司; 岡野 靖
IAEA-TECDOC-2079, p.72 - 84, 2025/00
高速炉の炉心は最大反応度配置ではないため、仮想的な炉心損傷事故が発生すると、炉心物質配置の変化により即発臨界に至る可能性があり、それに伴うエネルギー発生は高速炉安全上の課題の一つとなっており、事故で発生するエネルギーの影響を緩和・抑制するための適切な方策が求められている。これらの緩和策の効果を評価するため、高速炉のATWSにおける事象推移やエネルギー発生挙動を解析する一連の計算コードが、原子力機構の国際協力のもとで開発・整備・改良されてきた。事象推移を支配する重要な物理現象は、事故の進行に伴い変化するため、事故解析では事故全体をいくつかのフェーズに分け、各フェーズにおける事象推移を解析するための専用の解析手法を用意している。本稿では、これらの解析手法の構成と概要について述べる。これらの解析手法を我が国の許認可手続きにおける原子炉安全評価に適用する際の検証アプローチの代表例として、事故時のエネルギー発生を解析するうえで重要な炉心物質の移動と原子炉出力を解析するコードSIMMERの原子炉解析への適用性を確認する検証試験を紹介する。SIMMERコードの検証研究により、SIMMERの原子炉解析への適用性を確認するとともに、原子炉解析においてその不確かさの影響を確認すべき重要な現象が認識された。
矢野 康英; 宮澤 健; 丹野 敬嗣; 赤坂 尚昭; 吉武 庸光; 皆藤 威二; 大塚 智史
Journal of Nuclear Science and Technology, 8 Pages, 2025/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)照射された改良SUS316鋼(PNC316)被覆管の引張特性に及ぼすひずみ速度の影響を評価した。PNC316被覆管は高速実験炉「常陽」のCRT402制御棒集合として400Cで25dpaまで照射された。照射後稟議引張試験は、350Cの試験温度で、3.3
10
, 3.310
and 3.310
s
の歪速度で実施した。ひずみ速度が最も遅い3.310 sにおいてわずかな全伸びの低下がみられたが、明確なひずみ速度依存性は確認されなかった。加えて、被覆管の内面側の破断部近傍において粒界剥離が全てのひずみ速度で確認されたが、ひずみ速度が最も遅い場合でのみ一部の破壊様式が粒界破壊を示した。破壊様式と被覆会内面近傍に高密度に存在するヘリウムが密接に関係していることが示唆された。
月森 和之; 矢田 浩基
Journal of Pressure Vessel Technology, 147, p.031901_1 - 031901_9, 2025/00
日本では、福島第一原子力発電所の事故以来、原子力プラントに対して厳しい安全対策が取られている。シビアアクシデント時において、放射性物質を内包する危機がそのバウンダリ機能を維持できるか否かが重要な関心事となる。本研究では、高速炉の1時冷却材を内包する容器等のバウンダリを構成する構造部材である鏡板とベローズに着目し、設計を超える過大な圧力を受けた場合の座屈、座屈後変形、さらにバウンダリの貫通破損(バウンダリ機能喪失)までの挙動を検討した。研究は、2013年度に始まり、段階的に進められたが、最終段階として、新たに提案する破損クライテリアの鏡板、ベローズへの適用結果を示すものである。
小野田 雄一; 内田 昌人*; 時崎 美奈子*; 岡崎 仁*
Nuclear Technology, 20 Pages, 2025/00
被引用回数：0The safety analyses were carried out to confirm the sufficiency of the function of the safety protection system against the pump/diagrid link rupture. The target plant is a pool-type sodium-cooled fast reactor (SFR) of about 600 MWe class equipped with an axially heterogeneous core currently under development in Japan. In the pool-type SFR, the primary system piping connects the primary pump and the high-pressure sodium plenum located at the inlet of fuel sub-assemblies and is called "pump/diagrid link." In order to confirm the detectability of the pump/diagrid link rupture by safety protection system signals, a series of analyses of the guillotine break for a pump/diagrid link was carried out. The sufficiency of the function of the safety protection system against the pump/diagrid link rupture was confirmed by whether or not the development target of the system in a pool-type SFR in Japan is satisfied. The target is that at least two kinds of signals are transmitted for the detection of the event.
Bell
, M. R.*; Neubert, L.*; Sherstneva, A.*; 山本 泰生*; 西 剛史*; 山野 秀将; Weinberg, M.*; Volkova, O.*
Steel Research International, p.2400252_1 - 2400252_10, 2025/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Metallurgy & Metallurgical Engineering)低硫黄マンガンボロン鋼について、異なる温度域でボロンと硫黄の含有量を変えて、物性値を測定した。
福田 航大
Annals of Nuclear Energy, 208(1), p.110748_1 - 110748_10, 2024/12
被引用回数：1 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)The Windscale Works criticality accident in 1970 resulted from mixing an aqueous solution with an organic solvent with different plutonium concentrations and densities. Although this accident has been studied using improved computer capabilities in recent years, a precise criticality scenario has not yet been identified. This study aims to clarify a possible criticality scenario of the accident-the time variation of reactivity and its mechanism. The accident was simulated by combining the multiphase computational fluid dynamics solver of OpenFOAM and the delta-tracking-based Monte Carlo neutron transport code Serpent2. Consequently, the periodic uneven arrangement of fluids might have caused oscillations in neutron leakage and absorption, resulting in periodic wavy reactivity changes. Furthermore, the emulsion, which was thought to be the primary cause, might not be the dominant mechanism for reactivity change, although it contributed to the criticality of the accident.
