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柳澤 宏司; 求 惟子
JAEA-Research 2025-001, 99 Pages, 2025/06
JAEA-Research-2025-001.pdf:1.98MB
中性子吸収棒の反応度価値に関する安全検査データのより深い理解と反応度価値の測定技術の向上のために、TRIGA-ACPR(環状炉心パルス炉)に分類されるNSRR(原子炉安全性研究炉)の初回起動炉心の臨界解析用詳細計算モデルを作成した。本モデルの形状、材料、運転データの誤差から伝播する中性子実効増倍率(k
)の不確かさを、最新の核データライブラリJENDL-5及び旧版のJENDLライブラリとMVP第3版コードを用いて詳細に評価した。その結果、本モデルにおけるkの全体的な不確かさは、0.0027から0.0029
kの範囲と評価した。本モデルは、TRIGA-ACPRのkのベンチマークとして利用されることが期待される。さらに、全体的な不確かさは、NSRRで測定された吸収棒価値よりも十分小さいことを確認した。よって、本モデルはNSRRにおける吸収棒反応度価値に関する今後の解析にも適用できる。
横山 佳祐; 渡部 雅; 大西 貴士; 矢野 康英; 所 大志郎*; 菅田 博正*; 加藤 正人*
JAEA-Research 2025-002, 18 Pages, 2025/05
JAEA-Research-2025-002.pdf:1.73MB
高速炉の開発目標の1つとして「高レベル放射性廃棄物量減容・潜在的有害度低減のため、マイナーアクチノイド(MA)を分離・回収し、燃料として利用できるようにすること。」が示されている。これに向けて、MAを添加したMOX燃料を高速炉で燃焼する燃料サイクルが提唱されている。MAを添加したMOX燃料を高速炉で使用するには、燃料設計や照射挙動の解析に向けて熱伝導率等の熱物性を把握することが重要である。しかし、MAを添加した燃料の熱物性は、報告例がわずかであり、MA添加濃度や酸素不定比性の影響を含めて十分に把握されていない。そこで本研究では、MAの1つであるAmがMOX燃料の熱伝導率に与える影響を評価することを目的として、化学量論組成近傍における15%までのAmを含有したMOX燃料の熱伝導率を測定した。また、Am含有MOX燃料の照射挙動評価に資するため、Amを含有したUO
燃料の熱伝導率を測定し、Am含有MOX燃料のものと比較評価を実施した。本研究では、Pu含有率を30%とし、Am含有率が5%、10%及び15%と異なる3種類のMOX燃料と、Am含有率が15%のUO燃料を用いた。熱伝導率は、レーザーフラッシュ法を用いて測定した熱拡散率に試料密度及び比熱を乗じて求めた。熱拡散率の測定においては、測定雰囲気の酸素分圧を調整することで試料の酸素・金属原子数比(O/M比)を制御した。すべての試料の熱伝導率は、温度及びAm含有率の増加と共に低下し、特に、1,173K以下で顕著な低下が見られた。また、得られた熱伝導率に対して古典的フォノン散乱モデルによる解析を行った結果、熱抵抗率の変化については、Am添加によって生じるイオン半径差に起因した格子ひずみの影響が大きく、MOX及びUOの両者で同程度の影響であることがわかった。
吉田 一雄; 桧山 美奈*; 玉置 等史
JAEA-Research 2025-003, 24 Pages, 2025/06
JAEA-Research-2025-003.pdf:2.06MB
再処理施設の過酷事故の一つである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では、沸騰により廃液貯槽から発生する硝酸-水混合蒸気とともにルテニウム(RuO
)の揮発性の化学種が放出される。このためリスク評価の観点からは、Ruの定量的な放出量の評価が重要な課題である。揮発性Ruは施設内を移行する過程で床面に停留するプール水中の亜硝酸によって化学吸収が促進されることが想定され、施設内の硝酸-水混合蒸気の凝縮水量がRuの施設内での移行に重要な役割を担う。当該事故の施設内の熱流動解析では、水の熱流動を解析対象とするMELCORコードを用いている。解析では、凝縮の支配因子である蒸発潜熱が、事故時での施設内の温度帯域で同程度であることから硝酸をモル数が等しい水として扱っている。本報では、この解析モデルの妥当性を確認するために、MELCORの制御関数機能を用いて硝酸-水混合蒸気を水蒸気で近似することによって生じる誤差を補正する解析モデルを作成し解析を実施し補正効果を比較することで従来の解析モデルの妥当性を確認した。その結果、補正解析モデルの適用によって各区画のプール水量の分布は変化するものの施設内のプール水量の総和には影響しないことを確認した。
廃炉環境国際共同研究センター 分析研究グループ; NAIS*
JAEA-Research 2025-004, 102 Pages, 2025/08
JAEA-Research-2025-004.pdf:3.33MB
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にて発生する放射性廃棄物の管理を計画する上で、廃棄物中の放射能量の推算が不可欠である。核燃料の損傷に伴う汚染とともに原子炉運転中の放射化による寄与を考慮するが、後者に関して生体遮へいコンクリートは物量が多く重要な対象である。生体遮へいに含まれる放射化生成物の放射能濃度を求めるに当たって、福島第一原子力発電所では現地調査や分析試料の採取が困難であるので、放射能濃度を計算解析により求めることとなる。ここで、実際の構成材料の条件を考慮した検討のためには、微量に含まれる成分の放射化や水による中性子束への影響を考慮する必要があり、計算解析に係わる不確実性の評価が重要となる。本研究では、生体遮へいコンクリートが含む微量な成分及び水分量を調査するとともに、福島第一原子力発電所の2号機原子炉建屋を対象とした3次元の計算モデルを構築し、放射能濃度を推定した。この推定結果に含まれる不確実性を評価するために、不確実性に寄与する因子を抽出し、それらの因子が計算結果に及ぼす不確実性、すなわち、計算モデルの多様性及び計算モデルに用いるパラメータの変動幅が計算結果に及ぼす影響を検討した。その結果に基づいて、不確実性に寄与する支配的な要因を抽出するとともに、コンクリートを廃棄物として取り扱う方策を検討した。
長住 達; 長谷川 俊成; 中川 繁昭; 久保 真治; 飯垣 和彦; 篠原 正憲; 七種 明雄; 野尻 直喜; 齋藤 賢司; 古澤 孝之; et al.
JAEA-Research 2025-005, 23 Pages, 2025/07
JAEA-Research-2025-005.pdf:2.68MB
高温ガス炉の異常状態での安全性を示すため、HTTRを用いて安全性実証試験を行った。制御棒による停止操作の失敗事象を模擬した状態で、原子炉熱出力100%(30MW)での定常運転時に1次ヘリウムガス循環機を急停止させ、炉心の強制循環冷却機能が全喪失した後の原子炉出力および原子炉圧力容器まわり温度の経時変化データを取得した。事象発生(冷却材の流量がゼロ)後、炉心温度上昇に伴う負の反応度フィードバックにより原子炉熱出力は速やかに低下し、再臨界を経て低出力(約1.2%)の安定な状態まで原子炉出力が自発的に移行することを確認した。また、原子炉圧力容器表面から、その周囲に設置されている炉容器冷却設備(水冷パネル)への放熱により、低出力状態で原子炉温度を一定化させるために必要な除熱量が確保されることを確認した。このように、出力100%(30MW)で炉心強制冷却を停止したケースにおいて、能動的停止操作をせずとも原子炉の状態が事象発生から安定的(安全)状態へ移行すること、すなわち高温ガス炉の固有の安全性を実証した。
永沼 正行; 生澤 佳久; 周治 愛之; 鈴木 紀一; 山田 美一; 紙谷 正仁
JAEA-Research 2025-006, 165 Pages, 2025/09
JAEA-Research-2025-006.pdf:5.93MB
軽水炉MOX燃料の高度化に向けた研究として、既存炉で効果的なプルトニウム利用(例:プルサーマルプラントの必要基数の削減)や使用済燃料(中間貯蔵量)の削減に貢献できる燃料概念の検討を行った。具体的には、上記の目的にはPu装荷量増加が有効であることから、PWRを対象に現行のMOX燃料指針の範囲(Pu含有率:
13wt%、燃焼度:45GWd/t、MOX燃料装荷:1/3)でPu装荷量増加の可能性を有する燃料の候補概念を抽出し、「炉心・燃料」、「フロントエンド」、「バックエンド」の観点で比較を行い有望な燃料概念の選定を行った。検討の結果、Pu装荷量増加の方策として、可燃性毒物などを集合体の外周部(主にコーナー部)に配置し、集合体内の出力ピーキングを調整することで、外周部の燃料要素のPu含有率を現行MOX燃料より増加でき、Pu装荷量の増加に有効であることが分かった。この方策に基づき、Pu装荷量の増加が期待できる燃料候補概念を幾つか考案し、現行MOX燃料炉心と同等の臨界性・出力ピーキングを維持する燃料仕様の評価を行った。各候補の特性比較の結果、集合体のコーナー部付近にUO-Gd燃料を装荷する燃料概念では、現行MOX燃料炉心より15%程度Pu装荷量を増加でき、かつ、開発負荷も少ないことが示され、最も有望な概念として選定された。この燃料概念について、核燃料サイクル諸量解析コードを用いた概略評価を行い、上記のPu装荷量の増加が、実際にプルサーマルプラントの必要基数や核燃料サイクル諸量にどの程度影響するか、定量的な見通しの確認を行った。
浅森 浩一; 末岡 茂; 小林 智晴; 西山 成哲; 田中 桐葉; 村上 理; 福田 将眞; 小形 学; 内田 真緒; 小松 哲也; et al.
JAEA-Research 2025-007, 99 Pages, 2025/10
JAEA-Research-2025-007.pdf:12.36MB
本報告書では、高レベル放射性廃棄物の地層処分技術に関する研究開発のうち、深地層の科学的研究の一環として実施している地質環境の長期安定性に関する研究について、第4期中長期目標期間(令和4年度
令和10年度)における令和6年度に実施した研究開発に係る成果を取りまとめたものである。第4期中長期目標期間における研究の実施にあたっては、地層処分事業における概要・精密調査や国の安全規制に対し研究成果を適時反映できるよう、(1)調査技術の開発・体系化、(2)長期予測・影響評価モデルの開発、(3)年代測定技術の開発の三つの枠組みで研究開発を進めている。本報告書では、それぞれの研究分野に係る科学的・技術的背景を解説するとともに、主な研究成果等について取りまとめた。
石川 淳
JAEA-Research 2025-008, 131 Pages, 2025/10
JAEA-Research-2025-008.pdf:3.31MB
日本原子力研究開発機構(原子力機構)では、炉心損傷に至るような原子力事故時において、オフサイトセンター機能班の意思決定を支援するためのツールとして、短時間でソースターム及び環境影響評価の計算が可能であり、かつ防護対策の検討に役立つ緊急時意思決定支援ツールの整備を実施している。ソースタームは、一般的に事故進展とプラント内の放射性物質の移行挙動を一括して計算可能な総合的なシビアアクシデント解析コードを用いて評価されるが、計算には時間を要する。本報告書では、短時間で評価可能な簡易ソースターム評価手法として、代替ソースタームNUREG-1465をベースとした評価手法を構築し、それに基づき、国内プラントの広範な事故シナリオに適用可能な簡易ソースターム計算コードSSTCALを開発した。NUREG-1465は、米国において新型炉の設計基準を評価するために代替ソースタームとして提案されたものだが、その使用法については明記されていない。構築した簡易ソースターム手法は、NUREG-1465の放射性物質の炉内から炉外への移行割合を起点とし、炉外における自然沈着やスプレイによる除去等を考慮して環境までの移行割合を計算する。その際、格納容器内など移行経路での放射性物質の自然沈着やスプレイ等による除去率などは、シビアアクシデント研究の知見やシビアアクシデント解析コード結果に基づき、推奨値(一定値)を検討し、計算に利用することで計算時間の短縮を図っている。また、本コードで取り扱い可能な事故シナリオは、格納容器漏洩、格納容器先行破損(過圧破損)、格納容器後期破損(過圧破損)、格納容器後期破損(過温破損)、格納容器バイパス(インターフェースシステムLOCA及び蒸気発生器細管破断)、格納容器ベント作動、地震及び仮想事故など、広範な事故シナリオに対するソースターム計算が可能となっている。取り扱いが可能な放射性物質としては、Xe、有機ヨウ素、元素状ヨウ素I、粒子状ヨウ素、Cs、Te、Sr、Ru、Ce、Laの代表核種10個の考慮が可能である。なお、本コードでは、事故進展など熱水力挙動は考慮していないので、ソースターム計算に必要な格納容器破損時刻などは文献調査から構築したデータベースを参照して実施される。
永井 崇之; 青山 雄亮; 岡本 芳浩; 柴田 大輔*; 朝倉 清高*; 長谷川 毅彦*; 佐藤 誠一*; 深谷 茜音*; 菊池 哲也*; 畠山 清司*
JAEA-Research 2025-009, 122 Pages, 2025/11
JAEA-Research-2025-009.pdf:20.77MB
軟X線領域におけるXAFS測定はX線の透過率が低いため、試料表層の化学状態を評価することに適している。本研究は、アルミナ濃度を高めた原料ガラス組成から作製した模擬廃棄物ガラスの凝固した表層とガラス内部の差異を確認するため、ガラス構成元素であるホウ素(B)、酸素(O)、ナトリウム(Na)及びケイ素(Si)のK吸収端と、廃棄物成分のセリウム(Ce)のL
吸収端のXANESスペクトルを測定した。その結果、BのK吸収端XANESスペクトルから、凝固したガラス表層でのB-Oの4配位sp
構造(BO)の割合がガラス内部と比べて高くなる傾向を確認した。一方、OのK吸収端XANESスペクトルは、各ガラス試料とも測定部位によって差が認められたが、ガラス試料毎にその差の傾向が異なった。この理由として、アルミナ濃度を高めた原料ガラスは溶融状態の粘度が高いため、均一な組成の模擬廃棄物ガラスを作製できないと考えられる。また、Na及びSiのK吸収端スペクトルは、各ガラス試料とも凝固表層とガラス内部で違いはなかった。また、CeのL吸収端XANESスペクトルから、凝固したガラス表層のCe原子価がガラス内部と比較して酸化していることを確認した。
柳澤 宏司; 求 惟子
JAEA-Research 2025-010, 197 Pages, 2025/11
JAEA-Research-2025-010.pdf:3.5MB
TRIGA燃料棒の臨界リスクの把握とその取扱いの安全対策の検討のため、NSRR燃料棒からなる無限及び有限非均質格子体系の臨界特性を、燃料棒の詳細な計算モデルを用いて再評価した。再評価には、最新バージョンのJENDL-5を含むJENDLライブラリとMVPバージョン3コードが使用された。臨界特性として、無限及び水反射有限体系の中性子増倍率の変化を、格子ピッチと減速材水の密度をパラメータとして詳細に調べた。再評価された臨界特性の結果から、JENDL-5ライブラリを用いて、水反射の六角格子体系の最小臨界燃料棒本数は46.8
0.2本と得られた。さらに、TRIGA燃料棒には水素化ジルコニウム減速材と黒鉛反射材が備わっているため、減速材及び反射材としての水が存在しない場合の臨界到達可能性を検討した。その結果、水が存在しない場合でも、NSRR標準炉心に装荷されている燃料棒の本数よりも少ない115.70.6本の燃料棒で臨界に到達することが可能であることが分かった。
気液間移行モデルの高度化吉田 一雄; 桧山 美奈*; 玉置 等史
JAEA-Research 2025-011, 25 Pages, 2025/11
JAEA-Research-2025-011.pdf:2.15MB
再処理施設の過酷事故の一つである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では、沸騰により廃液貯槽から発生する硝酸-水混合蒸気とともにルテニウムの揮発性の化学種(RuO)が放出される。このためリスク評価の観点からは、Ruの定量的な放出量の評価が重要な課題である。RuOは施設内を移行する過程で床面に停留すると想定されるプール水中の亜硝酸(HNO)によって化学吸収が促進されることが想定され、この挙動は実験的に確認されており、Ruの施設内での移行に重要な役割を担う。HNOを含む硝酸水溶液へのRuOの移行に係る実験から得られた成果をもとに、新たな化学吸収及び物理吸収モデルが提案されている。本報では、SCHERNの解析性能の向上の一環として、これらの吸収モデルを組込み、施設内を移行するRuOの気液各相での挙動の解析を試行した。その結果、RuOの放出が急激に増加する沸騰晩期では、液相中のHNOも急増する傾向が見られ、その濃度変化がその後のRuOの移行挙動に大きく影響することを確認した。この結果から硝酸-水混合蒸気の凝縮に伴う気液各相のHNOの化学的挙動の解析精度の向上が不可欠である。
永井 崇之; 青山 雄亮; 岡本 芳浩; 長谷川 毅彦*; 佐藤 誠一*; 菊池 哲也*; 畠山 清司*
JAEA-Research 2025-012, 43 Pages, 2026/01
JAEA-Research-2025-012.pdf:6.99MB
高レベル放射性廃液のガラス固化プロセス研究において、模擬廃棄物ガラスに内在した析出物をXRDで検出しているが、析出物の状態(微細、極微量)によってXRDパターンに析出物ピークが観察されない場合がある。本研究は、ガラス中の廃棄物成分の溶存状態をより詳細に把握するため、溶融条件や凝固条件を変えて作製した模擬廃棄物ガラスを対象に、ラマン分光測定等によりガラス構造を評価した。XRDパターンで析出物ピークが観察されなかった模擬廃棄物ガラスをラマン分光測定した結果、ガラス相内の微細な異物を検出できることが分かった。また、ガラス作製において、溶融状態のガラスを撹拌することや、溶融状態からの冷却速度を速くすることによって、ガラス相内の異物生成を抑制する可能性が高いことを確認した。ラマン分光計を用いて模擬廃棄物ガラスのSi-O架橋組織を評価した結果、異物が内在する部位と異物が存在しない部位でSi-O架橋組織に違いはなかった。このため、ラマン分光測定で検出された異物はCeOやCaMoOでなく、spinel等の化合物組成であると考えられる。高エネルギー加速器研究機構の放射光実験施設において、模擬廃棄物ガラス内部の状況をX線透過画像観察した結果、溶融状態のガラスを撹拌する操作は、ガラス相内に内在する気泡を低減する効果が認められた。また、ガラスに含まれるMo, Ce, SiのXAFS測定を行った結果、溶融状態での撹拌操作はガラスに含まれるMo, Ce, Siの化学状態に影響しないことを確認した。
西原 健司; 福島 昌宏; 阿部 拓海; 方野 量太; Yee-Rendon, B.; 岩元 大樹; 菅原 隆徳; 大林 寛生; 斎藤 滋
JAEA-Research 2025-013, 125 Pages, 2026/03
JAEA-Research-2025-013.pdf:4.68MB
マイナーアクチノイドの分離変換を目的とした商用加速器駆動未臨界システム(ADS)の前段階となるパイロットADSの概念設計を行った。パイロットADSの炉心出力は200MWとし、安全評価の結果、深い未臨界度と安全棒を備える設計とした。炉心設計、加速器設計、ターゲット設計、炉内機器設計を行い、具体的な概念を明らかにした。
御園生 敏治; 尻引 武彦*; 卜部 嘉*; 眞田 幸尚
JAEA-Research 2025-014, 88 Pages, 2026/03
JAEA-Research-2025-014.pdf:7.52MB
東京電力ホールディングス(株)福島第一原子力発電所(1F)の事故が発生し、多量の放射性物質が1F 周辺に沈着した。日本原子力研究開発機構では、事故後、放射性物質の動態研究を継続して実施している。本報告書は、令和4 年度における、近沿岸海域等における放射性物質の状況調査を実施した成果をまとめたものである。具体的には、福島沿岸域58 地点において柱状試料を採取し、海底土への放射性セシウムの蓄積状況を示した。また、河川前面における海底土表層の放射性セシウム濃度の水平分布を計測した。放射性物質の水産物への影響の基礎情報として、魚類の分布状況を調査した。得られた結果より1F 前面海域における海底土に含まれる放射性物質の分布と動態について推定を行った。
吉川 龍志; 今井 康友*; 田中 正暁
JAEA-Research 2025-015, 100 Pages, 2026/03
JAEA-Research-2025-015.pdf:6.94MB
日本原子力研究開発機構(原子力機構)では、ナトリウム冷却高速炉(SFR)直管型2重伝熱管蒸気発生器(SG)内の伝熱流動現象を解析するための計算コードとして、TSG (Three-dimensional Thermal-hydraulics Analysis Code for Steam Generators)を開発した。TSGコードは、直管型2重伝熱管を有するSG内において、伝熱管外のナトリウム側の3次元熱流動解析と伝熱管内の水側マルチチャンネル解析を連成させたSG伝熱流動解析システムである。ナトリウム側3次元解析は、汎用計算流体力学(CFD)コードFLUENTによるポーラスボディ解析モデルを採用した解析モジュールとしている。水側はドリフトフラックスモデルを採用して伝熱管(チャンネル)内の沸騰2相流動現象を解析することができる内作の解析モジュールとしている。これらの2つの解析モジュールを連成させ、時々刻々と変化する伝熱管壁を介した熱交換を計算することができ、SG全体の伝熱流動特性を評価することができる。本報告では、TSGコードについて、ナトリウム側と水側解析モジュールの連成解析手法を説明するとともに、解析コードの妥当性確認の一環として実施した原子力機構における1MW2重管SG試験装置(1MW-SG試験)での静特性試験を対象とした試験解析結果について報告する。また、実用炉の直管型SGのうち、伝熱管10本をプラグさせた場合の伝熱管温度偏差評価結果及びナトリウム出入口プレナム部を含む大型直管型SG全系を対象とした伝熱管プラグを含む条件での3次元温度分布と構造健全性評価結果について報告する。また、1MW-SG試験での流動安定性試験を対象に、流動安定性解析への適用性を確認した結果についても付録にて紹介する。
中山 雅; 石井 英一; 青柳 和平; 早野 明; 大野 宏和; 尾崎 裕介; 望月 陽人; 武田 匡樹; 木村 駿
JAEA-Research 2025-016, 141 Pages, 2026/03
JAEA-Research-2025-016.pdf:13.37MB
幌延深地層研究計画は、国立研究開発法人日本原子力研究開発機構が堆積岩を対象に北海道幌延町で実施している地層処分技術に関する研究開発の計画である。幌延深地層研究計画は、「地上からの調査研究段階(第1段階)」、「坑道掘削(地下施設建設)時の調査研究段階(第2段階)」および「地下施設での調査研究段階(第3段階)」の3つの調査研究段階に分けて進めている。2020年度からは、北海道および幌延町により受け入れられた、「令和2年度以降の幌延深地層研究計画」で示した令和2年度以降の必須の課題である、(1)実際の地質環境における人工バリアの適用性確認、(2)処分概念オプションの実証、(3)地殻変動に対する堆積岩の緩衝能力の検証について、第3期および第4期中長期目標期間を目途に取り組むこととしている。本報告書では、上記の令和2年度以降の必須の課題のうち、2020年度から2024年度までに所期の目標を達成した課題について調査研究の成果を取りまとめた。今後これらの課題で得られた成果については、2024年度から実施している、「坑道スケールピットスケールでの調査・設計・評価技術の体系化」において、坑道やピットの配置に係る考え方、人工バリア材料などの設置方法、それらの閉じ込め性能を評価する手法の体系的な整理に反映していく。
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。