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1
Effect of topsoil removal and selective countermeasures on radiocesium accumulation in rice plants in Fukushima paddy field
Yang, B.*; 恩田 裕一*; 大森 良弘*; 関本 均*; 藤原 徹*; 脇山 義史*; 吉村 和也; 高橋 純子*; Sun, X.*
Science of the Total Environment, 603-604, p.49 - 56, 2017/12
 パーセンタイル:100(Environmental Sciences)
In this study, the effect of topsoil removal measure and fertilizer application on radiocesium uptake by rice plants was investigated over a four-year period. The results indicate that the effect of topsoil removal measure on the accumulation of radiocesium in rice plants was effective. We summarized four year's data to further confirm that potassium and nitrogen fertilizers had an opposite effect on the accumulation of radiocesium in rice plants. Increasing potassium and reducing nitrogen fertilizer conditions tended to inhibit the radiocesium uptake by rice plants.
2
Estimation of $$Delta$$${it R}$/${it R}$ values by benchmark study of the M$"o$ssbauer Isomer shifts for Ru, Os complexes using relativistic DFT calculations
金子 政志; 安原 大樹*; 宮下 直*; 中島 覚*
Hyperfine Interactions, 238(1), p.36_1 - 36_9, 2017/11
Ru, Os錯体の結合状態に対する密度汎関数計算の妥当性を評価することを目的として、$$^{99}$$Ru, $$^{189}$$Osのメスバウアー異性体シフト実験値を用いて理論計算手法のベンチマークを行った。結果、Ru錯体およびOs錯体の原子核位置での電子密度の計算値はメスバウアー異性体シフト実験値とよく相関した。
3
New precise measurement of muonium hyperfine structure interval at J-PARC
上野 恭裕*; 青木 正治*; 深尾 祥紀*; 東 芳隆*; 樋口 嵩*; 飯沼 裕美*; 池戸 豊*; 石田 啓一*; 伊藤 孝; 岩崎 雅彦*; et al.
Hyperfine Interactions, 238(1), p.14_1 - 14_6, 2017/11
MuSEUM is an international collaboration aiming at a new precise measurement of the muonium hyperfine structure at J-PARC (Japan Proton Accelerator Research Complex). Utilizing its intense pulsed muon beam, we expect a ten-fold improvement for both measurements at high magnetic field and zero magnetic field. We have developed a sophisticated monitoring system, including a beam profile monitor to measure the 3D distribution of muonium atoms to suppress the systematic uncertainty.
4
Thermodynamic equilibrium constants for important isosaccharinate reactions; A Review
Rai, D.*; 北村 暁
Journal of Chemical Thermodynamics, 114, p.135 - 143, 2017/11
イソサッカリン酸はセルロースの分解生成物であり、低レベル放射性廃棄物処分場で発生する。このイソサッカリン酸は、処分場に存在するアクチニド元素など多くの元素と強い錯体を作ることが知られている。われわれは、イソサッカリン酸の解離およびラクトン化定数や、Ca, Fe(III), Th, U(IV), U(VI), Np(IV), Pu(IV)およびAm(III)との錯生成定数をレビューした。また、イソサッカリン酸共存下における地層処分場でのアクチニド元素の移行挙動を予測するための錯生成定数について総括し、利用可能なデータが不十分な場合の熱力学データの信頼性を確保するための追加の研究について概説した。
5
Enhanced orbital magnetic moment in FeCo nanogranules observed by Barnett effect
緒方 裕大; 中堂 博之; Gu, B.; 小林 伸聖*; 小野 正雄; 針井 一哉; 松尾 衛; 齊藤 英治; 前川 禎通
Journal of Magnetism and Magnetic Materials, 442, p.329 - 331, 2017/11
 パーセンタイル:100(Materials Science, Multidisciplinary)
The gyroscopic g factor, $$g'$$, of FeCo nanogranules embedded in a matrix of MgF$$_2$$ (FeCo-MgF$$_2$$) was determined by measuring the magnetic-field generation from a rotating sample due to the Barnett effect. The $$g'$$ value of the FeCo-MgF$$_2$$ is estimated to be 1.76 $$pm$$ 0.11. The orbital contribution to the magnetic moment in the FeCo nanogranules was found to be quite large compared with that in bulk FeCo, being consistent with a density-functional-theory calculation that shows that the orbital magnetic moment may increase at the FeCo/MgF$$_2$$ interfaces. The result suggests that the orbital magnetic moment is enhanced by symmetry breaking at the surface of the FeCo nanogranules.
6
Study of the neutron multiplication effect in an active neutron method
米田 政夫; 大図 章; 森 貴正; 中塚 嘉明; 前田 亮; 呉田 昌俊; 藤 暢輔
Journal of Nuclear Science and Technology, 54(11), p.1233 - 1239, 2017/11
 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)
アクティブ中性子法における中性子増倍効果に関して、解析及び実験による研究を実施した。アクティブ中性子法を用いた核物質の測定では、第2世代以降の中性子による中性子増倍の影響を受ける。しかしながら、そのような中性子増倍効果による影響について、これまで十分に調べられてこなかった。本研究では、第3世代中性子による中性子増倍が無視できる場合において、測定データから第2世代中性子による中性子増倍効果の影響を補正する手法について調べ、測定データから中性子増倍の影響を除外する補正方法を提案した。更に、本手法を利用した深い未臨界度の評価手法についても示した。
7
Development of a hybrid ECT sensor for JSFR SG double-wall tubes
山口 智彦; Mihalache, O.
Journal of Nuclear Science and Technology, 54(11), p.1201 - 1214, 2017/11
 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)
A new design has been adopted for the steam generators (SG) tubes of the Japan Sodium-cooled Fast Reactor (JSFR) using double-wall tubes. This paper estimates and assesses the effectiveness of detecting defects in SG double-wall tubes of the JSFR by using combined high-frequency eddy current testing (ECT) and low-frequency remote field eddy current (RF-ECT) sensors. We confirm that the proposed hybrid ECT sensor is highly sensitive to small defects, fatigue cracks, and other defects even when located under support plates of tubes. The parameters of the hybrid ECT sensor are designed and optimized to detect small defects using accurate numerical simulations based on the finite element method (FEM), using an in-house developed code. The sensitivity and high performance of the hybrid ECT sensor was validated with experimental measurements.
8
Updating of local blockage frequency in the reactor core of SFR and PRA on consequent severe accident in Monju
西村 正弘; 深野 義隆; 栗坂 健一; 鳴戸 健一*
Journal of Nuclear Science and Technology, 54(11), p.1178 - 1189, 2017/11
 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)
FBRの燃料集合体は、稠密に配置され出力も高いことから、シビアアクシデントの起因事象の一つとして局所事故(LF)が考慮されている。この研究では最新知見を反映し、流路閉塞を起因とした局所事故のPRAを実施した。その結果、局所閉塞を起因とした局所事故による炉心損傷の伝播は、発生頻度およびコンシケンスの両面から、ATWSやPLOHSのCDFと比較して無視しうる程小さいことが定量的に示された。
9
Distributions of density and fission products in the reaction product between irradiated MOX fuel and molten zircaloy-2
石見 明洋; 勝山 幸三; 前田 宏治; 古屋 廣高*
Journal of Nuclear Science and Technology, 54(11), p.1274 - 1276, 2017/11
 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)
X線CTによってMOX燃料とジルカロイ反応生成物の2次元、3次元画像を取得した。また、Cs-137とEu-154のFP核種とCo-60の放射化核種の$$gamma$$線強度分布を取得した。2次元画像から、金属層領域において燃料と被覆管の平均密度が得られた。また、3次元画像から、燃料片とポアの状況を明確に把握することができた。$$gamma$$線測定より、Cs-137は未反応燃料領域と金属層領域内のポア部分において観察され、Eu-154は全ての領域に観察された。Co-60は金属層領域にのみ観察された。
10
Evaluation of the accuracy of mono-energetic electron and beta-emitting isotope dose-point kernels using particle and heavy ion transport code system: PHITS
椎葉 拓郎*; 久峩 尚也*; 黒岩 靖淳*; 佐藤 達彦
Applied Radiation and Isotopes, 128, p.199 - 203, 2017/10
 パーセンタイル:100(Chemistry, Inorganic & Nuclear)
単色電子や$$beta$$放出核種の線量・点カーネル(ある点線源による吸収線量の減衰を線源からの距離の関数として表したもの)は、RI内用療法などの治療計画で極めて重要となる。本研究では、粒子・重イオン輸送計算コードPHITSを用いて単色電子(0.015, 0.1, 1.0, 2.0MeV)及び$$beta$$放出核種($$^{89}$$Sr, $$^{90}$$Y, $$^{131}$$I)の水及び骨に対する線量・点カーネルを計算し、EGSnrc, GATE6.0, MCNP4C, FLUKAなど他の計算コードによる結果と比較した。その結果、PHITSによる計算結果は他のコードの結果と概ね4%の範囲内で一致した。この結果から、PHITSを用いて計算した線量・点カーネルはRI内用療法の線量評価に用いるのに十分な精度を有していると考えられる。
11
Simulation of saturation process in a transuranium disposal facility
高山 裕介; 飯塚 敦*; 河井 克之*
Environmental Geotechnics (Internet), 4(5), p.339 - 352, 2017/10
難透水性と膨潤性を持つベントナイト材料は、TRU廃棄物処分施設の緩衝材としての利用が検討されている。TRU廃棄物処分施設の超長期的な性能を評価するためには、数値解析を用いたベントナイトの力学挙動の予測が必要である。本研究では、ベントナイトの飽和化挙動についての概要とその数理モデルを説明した。次に、その数理モデルを用いていくつかの数値解析を実施した。まず、施設の緩衝材と埋戻し材の膨潤特性を調べるために、膨潤圧試験のシミュレーションを実施した。その後、TRU廃棄物処分施設の再冠水シミュレーションを実施し、緩衝材と埋戻し材の再冠水時の力学挙動を調べた。
12
Lead benchmark experiment with DT neutrons at JAEA/FNS
権 セロム*; 太田 雅之*; 佐藤 聡*; 今野 力; 落合 謙太郎*
Fusion Science and Technology, 72(3), p.362 - 367, 2017/10
鉛は核融合炉システムで中性子増倍、トリチウム増殖及び冷却材の候補材料である。更に$$gamma$$線の遮蔽材でもあり、IFMIF加速器中性子源ではビームダンプ、機器の遮蔽への使用が期待されている。7年前に鉛の核データベンチマーク実験を原子力機構のDT中性子源FNSで実施したが、低エネルギー中性子に感度を有する反応の結果に実験室壁等の散乱によるバックグランド中性子の影響が含まれていた。そこでバッググランド中性子を吸収する酸化リチウムで囲んだ鉛実験体系で新たなベンチマーク実験を実施した。放射化箔を用いて反応率を測定し、この実験解析をMCNPコード、最新の核データライブラリーを用いて行った。7年前に測定できなかった低エネルギー中性子に感度を有する反応の反応率の測定には成功したものの、全ての反応率結果で鉛体系表面からの距離とともにどの核データライブラリーを用いた計算値も実験値を過小評価する傾向が見られた。鉛核データの詳細検討により計算値の過小評価原因として考えられる核データ間の差を指摘した。
13
FCC metal-like deformation behaviour of Ir$$_3$$Nb with the L1$$_2$$ structure
岡本 範彦*; 竹本 昌平*; Chen, Z. M. T.*; 山口 正剛; 乾 晴行*
International Journal of Plasticity, 97, p.145 - 158, 2017/10
 被引用回数:1 パーセンタイル:18.38(Engineering, Mechanical)
The deformation behaviour of Ir$$_3$$Nb with stoichiometric and off-stoichiometric compositions has been investigated as functions of crystal orientation and deformation temperature. The critical resolved shear stress (CRSS) for (111)[$$overline{1}$$01] slip in stoichiometric Ir$$_3$$Nb exhibits a marginal temperature dependence at all temperatures with neither strong negative temperature dependence at low temperatures nor positive (anomalous) temperature dependence at high temperatures. The CRSS for (111)[$$overline{1}$$01] slip exhibits orientation dependence, neither. The [$$overline{1}$$01] dislocation dissociates into the anti-phase boundary (APB)-type scheme and is observed to be smoothly curved on the (111) slip plane at all temperatures, indicating the planar core structure. This is exactly what is known for the perfect dislocation in many pure FCC metals and is the reason for the observed FCC metal-like deformation behaviour of Ir$$_3$$Nb. The absence of yield stress anomaly in Ir$$_3$$Nb is discussed in terms of anisotropy in planar fault energies and elastic constants calculated by first principles calculations and experimentally determined in the present study.
14
Using two detectors concurrently to monitor ambient dose equivalent rates in vehicle surveys of radiocesium contaminated land
武石 稔; 柴道 勝; Malins, A.; 操上 広志; 村上 晃洋*; 三枝 純; 米谷 雅之
Journal of Environmental Radioactivity, 177, p.1 - 12, 2017/10
通常の車両サーベイでは、地上1m高さの空間線量率に換算するために、同じ場所で車両の検出器及び車両を移動し1m高さの空間線量率を手持ち測定器で測定し、両者を比較している。車両測定結果を地上1m高さ値に、より正確に換算するため、2個の検出器を原子力機構の専用のモニタリング車の異なる高さに設置し、福島の避難区域等で測定、地上1m高さの測定結果と比較した。その結果、車両の異なる高さに設置した単一の検出器測定値から地上1m高さ値に換算した場合に比べて、車両2検出器を両者とも用いて換算した方が精度が高く、手持ち測定値に対して$$pm$$20%の範囲内にあった。また道路上の放射性セシウムの存在量が周辺より少ない場合は、車両の検出器の測定高さを高くすることにより道路周辺の空間線量率に近づいた。また、車両検出器の設置高さにについてモンテカルロシミュレーションコードを用いて検討した。
15
Loss of core cooling test with one cooling line inactive in Vessel Cooling System of High-Temperature Engineering Test Reactor
藤原 佑輔; 根本 隆弘; 栃尾 大輔; 篠原 正憲; 小野 正人; 高田 昌二
Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 3(4), p.041013_1 - 041013_8, 2017/10
HTTRにおいて、原子炉出力が9MWの状態かつ炉心流量の喪失を模擬した状態において炉心冷却喪失状態を模擬するためにVCS1系統を停止させた。試験の結果、炉内構造物の温度変化は緩慢であった。また、RPV温度は数度下降し、遮蔽体コンクリートの温度上昇は1度以下であった。VCS冷却管を詳細にモデル化した解析ではVCS冷却管の温度上昇はおよそ15度であり、遮蔽体コンクリートの影響が小さいことを明らかにした。これらの結果から、VCS1系統停止状態であっても冷却能力は保たれることを明らかにした。
16
Saturated pool nucleate boiling on heat transfer surface with deposited sea salts
上澤 伸一郎; 小泉 安郎; 柴田 光彦; 吉田 啓之
Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 3(4), p.041002_1 - 041002_13, 2017/10
The progress of the accident of Fukushima Daiichi NPS has been calculated by severe accident analysis codes, for example, MAAP, SAMPSON and so on. However, the effects of the seawater on thermal-hydraulic behavior have not been considered in these calculations, although the seawater was injected into the reactors to cool down the nuclear fuels. Saturated pool nucleate boiling heat transfer experiments with on NaCl solution, natural seawater and artificial seawater were performed to examine the effects of salts on boiling heat transfer. The experimental results indicated that boiling curves were well predicted with the Rohsenow correlation although large coalescent bubble formation was inhibited in the NaCl solution, natural seawater and artificial seawater experiments. However, calcium sulfate was deposited on the heat transfer surface in the experiments with artificial seawater. After the formation of a deposit layer, a slow surface-temperature excursion was initiated at a heat flux lower than the usual critical heat flux. We confirmed that the relationship between the salt concentrations of the artificial seawater in the bulk fluid and the vaporization rate at the surface at which the slow surface-temperature excursion initiated. This relationship suggested that if the salt concentration of the seawater exceeded 11 wt%, the deposition of calcium sulfate on the heat transfer surface occurred even if the heat flux was zero.
17
Corrosion behavior of ODS steels with several chromium contents in hot nitric acid solutions
丹野 敬嗣; 竹内 正行; 大塚 智史; 皆藤 威二
Journal of Nuclear Materials, 494, p.219 - 226, 2017/10
 パーセンタイル:100(Materials Science, Multidisciplinary)
高速炉用に酸化物分散強化型(ODS)鋼燃料被覆管の開発が進められている。原子力機構では9および11Cr-ODS焼戻しマルテンサイト鋼をその候補材料としている。被覆管からの腐食生成物が再処理工程に及ぼす影響を見積もるためには、その腐食挙動を評価しておく必要がある。本研究では95$$^{circ}$$Cの硝酸溶液中で基礎的な浸漬試験および電気化学試験を系統的に実施した。腐食速度は有効Cr濃度(Cr$$_{rm eff}$$)および硝酸濃度の増加に対して、指数関数的に低下した。酸化性イオンの添加も腐食速度を低下させた。取得した分極曲線や浸漬後の表面観察結果より、低Cr$$_{rm eff}$$と希硝酸の組み合わせでは浸漬初期に活性溶解が発生し、腐食速度が大きくなることが分かった。一方、高Cr$$_{rm eff}$$と比較的高濃度の硝酸、あるいは酸化性イオンの添加の組み合わせは不働態化を促進し、腐食速度を低下させることが分かった。
18
Oxidation kinetics of Zry-4 fuel cladding in mixed steam-air atmospheres at temperatures of 1273 - 1473 K
Negyesi, M.; 天谷 政樹
Journal of Nuclear Science and Technology, 54(10), p.1143 - 1155, 2017/10
 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)
This paper deals with the oxidation behavior of Zry-4 nuclear fuel cladding tubes in mixed steam_air atmospheres at temperatures of 1273 and 1473 K. The main goal is to study the oxidation kinetics of Zry-4 fuel cladding in dependence on the air fraction in steam in the range from 0 up to 100%. The purpose of this study is to provide experimental data suitable for an oxidation correlation applicable for thermomechanical analysis codes of nuclear power reactor under severe accidents. The influence of the air addition in steam on parameters of Zry-4 kinetic equation has been quantified using the results of weight gain measurements. At 1273 K, both pre-transient and post-transient regimes were treated. The results of weight gain measurements showed a strong dependence of the Zry-4 oxidation kinetics on the air fraction in steam, especially at 1473 and at 1273 K in the post-transient regime.
19
Development of unstructured mesh-based numerical method for sodium-water reaction phenomenon in steam generators of sodium-cooled fast reactors
内堀 昭寛; 渡部 晃*; 高田 孝; 大島 宏之
Journal of Nuclear Science and Technology, 54(10), p.1036 - 1045, 2017/10
 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)
ナトリウム冷却高速炉の蒸気発生器におけるナトリウム-水反応現象を評価するため、圧縮性多成分多相流及びNa-水化学反応を対象とした数値解析コードSERAPHIMを開発している。従来のSERAPHIMコードは差分法を用いているが、本研究では、伝熱管の存在する複雑形状領域に対して解析精度を向上することを目的に非構造格子に対応した解析手法を開発した。解析手法妥当性確認の一環として不足膨張噴流実験の解析を実施した結果、解析結果における圧力分布が実験結果と一致する結果を得た。また、Na中へ水蒸気が噴出する現象を対象とした解析を実施し、実現象に対する適用性を確認した。構造格子及び非構造格子を用いた解析から、非構造格子を適用することの効果についても確認した。
20
Uranium age-dating using in-situ isotope ratios by thermal ionization mass spectrometry for nuclear forensics
大久保 綾子; 篠原 伸夫; 間柄 正明
Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 314(1), p.231 - 234, 2017/10
核鑑識のために新規に開発したウラン年代測定法を用いて、二つの濃縮ウラン試料の製造日を決定した。本法による年代測定では、スパイク溶液を添加する必要がなく、$$^{230}$$Th/$$^{234}$$Uは、試料中の$$^{230}$$Th/$$^{234}$$Th、$$^{234}$$U/$$^{238}$$Uおよび放射平衡時の$$^{234}$$Th/$$^{238}$$U比(計算値)より計算される。本法で求めたウラン試料の製造日は、低濃縮ウラン試料については、実際の製造日と誤差の範囲で一致したが、高濃縮ウラン試料については、実際の製造日よりもわずかに新しい製造日が得られた。高濃縮ウラン試料の年代測定については、表面電離型質量分析において、$$^{234}$$Uから$$^{234}$$Thへの干渉が結果に影響していることが考えられた。
21
A Numerical simulation method for molten material behavior in nuclear reactors
山下 晋; 伊奈 拓也; 井戸村 泰宏; 吉田 啓之
Nuclear Engineering and Design, 322, p.301 - 312, 2017/10
過酷事故時の沸騰水型原子炉における溶融物の詳細な挙動について大きな注目を集めている。この挙動を明らかにするために、原子力機構では3次元多相多成分熱流動解析コードJUPITERを開発している。本論文では、JUPITERの妥当性を確認するために計算手法の基礎的妥当性検証及び実験結果との比較を実施し、良好な一致を得ることができた。加えて新たに開発したハイブリッド並列Poissonソルバーを導入することによって劇的に性能が向上した。そして、スーパーコンピュータ「京」において20万コアまでのストロングスケーリングを達成した。これらJUPITERの物理的、計算機的能力は、過酷事故時の各種溶融現象の評価を可能にするものと言える。
22
Research and development for accuracy improvement of neutron nuclear data on minor actinides
原田 秀郎; 岩本 修; 岩本 信之; 木村 敦; 寺田 和司; 中尾 太郎; 中村 詔司; 水山 一仁; 井頭 政之*; 片渕 竜也*; et al.
EPJ Web of Conferences (Internet), 146, p.11001_1 - 11001_6, 2017/09
A nuclear data project entitled Research and development for Accuracy Improvement of neutron nuclear data on Minor ACtinides (AIMAC) is being performed in Japan. The objective of the project is to improve accuracy of neutron nuclear data for minor actinides and some fission products, which is required for developing innovative nuclear system transmuting these nuclei. Following research items have been conducted to achieve the objective: (1) Measurements of thermal neutron capture cross-sections by activation methods, (2) High-precision quantifications of shielded sample amounts used for TOF measurement, (3) Resonance parameter determinations at J-PARC/ANNRI and KURRI/LINAC, (4) Extension of capture cross sections to high energy neutrons at J-PARC/ANNRI, (5) High quality evaluation based on iterative communication with experimenters. The achievement of the project is presented.
23
Improving nuclear data accuracy of $$^{241}$$ Am and $$^{237}$$ Np capture cross sections
$v{Z}$erovnik, G.*; Schillebeeckx, P.*; Cano-Ott, D.*; Jandel, M.*; 堀 順一*; 木村 敦; Rossbach, M.*; Letourneau, A.*; Noguere, G.*; Leconte, P.*; et al.
EPJ Web of Conferences (Internet), 146, p.11035_1 - 11035_4, 2017/09
There is a serious gap between required accuracy and current accuracy on nuclear data for developing innovative nuclear reactor systems. To bridge this gap, an international joint activity entitled Improving Nuclear Data Accuracy of $$^{241}$$Am and $$^{237}$$Np capture cross sections (INDA) has being performed under WPEC. In this joint study, the forefront knowledge of energy dependent cross section measurements, spectrum averaged experiments, relevant nuclear structure data, and evaluations are intended to be integrated on the capture cross sections of $$^{241}$$Am and $$^{237}$$Np. From the joint study, it was shown that integration of knowledge from the independent specialities enables us not only to crosscheck between data obtained by different techniques but also to improve the measurement accuracy of each other.
24
Analysis of energy resolution in the KURRI-LINAC pulsed neutron facility
佐野 忠史*; 堀 順一*; 高橋 佳之*; 八島 浩*; Lee, J.*; 原田 秀郎
EPJ Web of Conferences (Internet), 146, p.03031_1 - 03031_3, 2017/09
We carried out Monte Carlo calculation to provide energy resolution of pulsed neutron beam for TOF measurements in the KURRI-LINAC pulsed neutron facility. The calculations were performed for moderated neutron flux at the energy range from 0.01 eV to 20 MeV. As the result, we obtained the energy resolutions ($$Delta$$E/E) in the epi-thermal region. For example, the energy resolutions were 1.0% in the neutron energy of 1.0 eV, 1.1% in 100.0 eV and 1.7% in 1.0 keV.
25
High precision analysis of isotopic composition for samples used for nuclear cross-section measurements
芝原 雄司*; 堀 順一*; 高宮 幸一*; 藤井 俊行*; 福谷 哲*; 佐野 忠史*; 原田 秀郎
EPJ Web of Conferences (Internet), 146, p.03028_1 - 03028_4, 2017/09
For the accuracy improvement of nuclear data of minor actinides and long-lived fission products in AIMAC project, high quality data of the isotopic composition of samples are indispensable. The objective of this research is to obtain the isotopic composition data of samples contributing to the analysis of nuclear cross-section measurement data by mass spectrometry etc. In this study, we analyzed the isotopic composition of two Am samples ($$^{241}$$ Am sample and $$^{243}$$ Am sample) mainly by the thermal ionization mass spectrometry (TIMS). In addition to the TIMS, Am samples were also analyzed by $$alpha$$-spectrometry. In the analysis by both methods, the impurities such as $$^{239}$$Pu, $$^{240}$$Pu, $$^{242}$$Cm and$$^{244}$$Cm were also observed. The results of these analyses are presented together with the developed high precision analytical method.
26
Delayed $$gamma$$-ray spectroscopy combined with active neutron interrogation for nuclear security and safeguards
小泉 光生; Rossi, F.; Rodriguez, D.; 高峰 潤; 瀬谷 道夫; Bogucarska, T.*; Crochemore, J.-M.*; Varasano, G.*; Abbas, K.*; Pedersen, B.*; et al.
EPJ Web of Conferences (Internet), 146, p.09018_1 - 09018_4, 2017/09
Along with the global increase of applications using nuclear materials (NM), the requirements to nuclear security and safeguards for the development of effective characterization methods are growing. Mass verification of NM of low radioactivity is performed using passive non-destructive analysis (NDA) techniques whereas destructive analysis (DA) techniques are applied for accurate analysis of nuclide composition. In addition to the characterization by passive NDA, a sample can be further characterized by active NDA techniques. An active neutron NDA system equipped with a pulsed neutron generator is currently under development for studies of NDA methods. Among the methods DGS uses the detection of decay $$gamma$$-rays from fission products (FP) to determine ratios of fissile nuclides present in the sample. A proper evaluation of such $$gamma$$-ray spectra requires integration of nuclear data such as fission cross-sections, fission yields, half-lives, decay chain patterns, and decay $$gamma$$-ray emission probabilities. The development of the DGS technique includes experimental verification of some nuclear data of fissile materials, as well as development of the device. This presentation will be a brief introduction of the active neutron NDA project and an explanation of the DGS development program.
27
Influence of the neutron transport tube on neutron resonance densitometry
北谷 文人; 土屋 晴文; 小泉 光生; 高峰 潤; 堀 順一*; 佐野 忠史*
EPJ Web of Conferences (Internet), 146, p.09032_1 - 09032_3, 2017/09
The use of a short flight path is effective in the neutron resonance analysis. On the other hand, such a short path would reduce a time resolution in Time-Of-Flight (TOF) measurements. In order to investigate the effect of neutron flight-path length, we carried out Neutron Resonance Transmission Analysis (NRTA) experiments with a short neutron flight path at the Kyoto University Research Reactor Institute - Linear Accelerator (KURRI-LINAC). In measurements of Neutron Resonance Densitometry, the quantity of nuclear materials is determined from TOF spectra obtained in the neutron energy range below 30 eV. Performing NRTA experiments with a 7-m flight path at KURRI-LINAC, we examined effects of flight path and pulse width on a TOF spectrum. A resonance dip of $$^{183}$$W at 27 eV in a TOF spectrum was successfully observed with an electron pulse width less than 2 $$mu$$s. In this presentation, we will discuss importance of the pulse width and short flight path to study design of a compact TOF facility to quantify nuclear materials.
28
Important comments on KERMA factors and DPA cross-section data in ACE files of JENDL-4.0, JEFF-3.2 and ENDF/B-VII.1
今野 力; 多田 健一; 権 セロム*; 太田 雅之*; 佐藤 聡*
EPJ Web of Conferences (Internet), 146, p.02040_1 - 02040_4, 2017/09
これまでに核データライブラリーの公式のACEファイルに内蔵されている多くの核種のKERMA係数、DPA断面積が以下の理由で異なっていることを指摘してきた。(1)核データの誤り、(2)NJOYのバグ、(3)非常に大きなヘリウム生成断面積、(4)mf6 mt102データ、(5)2次粒子のエネルギー角度分布データがないこと。今回、JENDL-4.0, ENDF/B-VII.1, JEFF-3.2のKERMA係数, DPA断面積をより詳細に調べた。その結果、核データリブラリー間でのKERMA係数、DPA断面積の差の新たな原因を見出した。新たな原因は、以下に分類される。2次荷電粒子データがないこと、2次$$gamma$$線データがないこと、妥当でない2次$$gamma$$線スペクトル、妥当でない粒子生成収率、捕獲反応をmf12-15 mt3データに格納すること。これらの原因のいくつかはNJOYコードが対応していないことによると思われる。問題のあるJENDL-4.0, ENDF/B-VII.1, JEFF-3.2のACEファイルは本研究をもとに改訂すべきである。
29
Improvement of gross theory of beta-decay for application to nuclear data
小浦 寛之; 吉田 正*; 橘 孝博*; 千葉 敏*
EPJ Web of Conferences (Internet), 146, p.12003_1 - 12003_4, 2017/09
A theoretical study of $$beta$$ decay and delayed neutron has been carried out with a global $$beta$$-decay model: the gross theory. In a fissioning nucleus, neutrons are produced by the $$beta$$ decay of neutron-rich fission fragments. This is known as delayed neutrons. The gross theory of the $$beta$$ decay is based on a consideration of the sum rule of the $$beta$$-strength function, and gives reasonable results of $$beta$$-decay rates and delayed neutron in the entire nuclear mass region. We re-analyze and improve the theory on the strength functions and one-particle level densities. We focus on the spin-parity of decaying nucleus, and a hindrance treatment is introduced for the allowed transition on parity-mismatching nuclei. By using the improved gross theory, the ability of theoretically reproduction (and also prediction) on $$beta$$-decay rates, delayed-neutron emission probabilities, decay heat, will be discussed. In the process, we make a new code of the gross theory of $$beta$$- decay including the improved parts. We will show the code, which can be distributed for the nuclear data community.
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J-PARC核変換実験施設計画と世界の情勢
前川 藤夫; 佐々 敏信
エネルギーレビュー, 37(9), p.15 - 18, 2017/09
放射性廃棄物の低減を目指す加速器核変換駆動システム(ADS)の開発に向けて、J-PARC核変換実験施設計画、および世界のADS開発の情勢について紹介する。
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原子力機構における研究開発
辻本 和文
エネルギーレビュー, 37(9), p.11 - 14, 2017/09
加速器駆動システム(ADS)は、加速器と未臨界炉を組み合わせたシステムであり、高レベル放射性廃棄物に含まれるマイナーアクチノイドを効果的に変換することを目的としている。日本原子力研究開発機構(JAEA)では、ADSに関する様々な研究開発を実施している。本稿では、核変換システムとしてのADSの概要を述べるとともに、JAEAで実施中のADS関連研究開発の状況と今後の計画について紹介する。
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Simulation study of personal dose equivalent for external exposure to radioactive cesium distributed in soil
佐藤 大樹; 古田 琢哉; 高橋 史明; Lee, C.*; Bolch, W. E.*
Journal of Nuclear Science and Technology, 54(9), p.1018 - 1027, 2017/09
福島第一原子力発電所事故で土壌に沈着した放射性セシウム($$^{134}$$Cs及び$$^{137}$$Cs)による外部被ばくに対する公衆の放射線安全性を確保するため、新生児, 1歳, 5歳, 10歳, 15歳及び成人が装着した個人線量計でモニタされる個人線量当量を、放射線輸送計算コードPHITSを用いて解析した。放射性セシウムは土壌中の特定の深さ(0.0, 0.5, 2.5, 5.0, 10.0及び50.0g/cm$$^2$$)に平板一様分布しているとし、各年齢の人体は精密人体数値模型により再現した。年齢別の個人線量当量の解析結果から、年齢が小さいほど個人線量当量の値が大きくなることが分かった。しかし、汚染環境中においても実用量である個人線量当量は防護量である実効線量をよく代表することと、地上100cm高さの周辺線量当量の値を超えないことが明らかになった。また、体積分布した線源に対する個人線量当量を導出する加重積分法により、福島で観測された指数分布線源による個人線量当量を解析したところ、解析値は福島で成人男性が装着した個人線量計により取得された実測値とよい一致を示した。
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Magnetic properties of electron-doped LaCoO$$_3$$
富安 啓輔*; 佐藤 美嘉*; 小山 俊一*; 野島 勉*; 梶本 亮一; Ji, S.*; 岩佐 和晃*
Journal of the Physical Society of Japan, 86(9), p.094706_1 - 094706_6, 2017/09
 パーセンタイル:100(Physics, Multidisciplinary)
We studied electron-doped LaCo$$_{1-y}$$Te$$^{6+}_{y}$$O$$_{3}$$ by magnetization measurements and neutron scattering. The effective Bohr magneton, estimated in the Curie-Weiss fitting around room temperature, is independent of $$y$$. This suggests that magnetic Co$$^{3+mathrm{(HS)}}$$, not nonmagnetic Co$$^{3+mathrm{(LS)}}$$, is mainly replaced by doped magnetic Co$$^{2+mathrm{(HS)}}$$. At the lowest temperatures, a Brillouin-function-like saturating behavior persists in the magnetization curves even in the high-$$y$$ samples, and neither clear magnetic reflection nor magnetic dispersion is observed by neutron scattering. These indicate that magnetic correlation is very weak in contrast to the well-known hole-doped LaCoO$$_3$$ accompanied with the transition to ferromagnetic metal. However, we also found that the low-$$y$$ samples exhibit nonnegligible enhancement in saturated magnetization by $$sim$$2 $$mu_B$$/doped-electron. All these characteristics are discussed in the light of activation and inactivation of spin-state blockade.
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JASMINE Version 3による溶融燃料-冷却材相互作用SERENA2実験解析
堀田 亮年*; 森田 彰伸*; 梶本 光廣*; 丸山 結
日本原子力学会和文論文誌, 16(3), p.139 - 152, 2017/09
Among twelve FCI cases conducted in the OECD/NEA/CSNI/SERENA2 test series using two facilities, six steam explosion cases, five from TROI and one from KROTOS, were analyzed by JASMINE V.3. Major model parameters were categorized into "focused zone", a core part of interest, and "peripheral zone", the initial and boundary conditions given intentionally for each test case. For the former, base values established through past validation studies of JASMINE V.3 were applied. The code was modified to implement the measured distribution of entrained droplet size acquired in TROI-VISU. For the latter, melt release histories were given as a combination of time tables of jet diameter and release velocity that were estimated based on image data and transit timing data of the melt leading edge. The base values were shown to predict impulse responses of SERENA2 systematically with a reasonable error band. A statistical analysis based on the LHS method was performed. Uncertainty ranges were given based on measurement errors and past validation studies in the JASMINE development. Underlying mechanisms causing apparent differences in the mechanical energy conversion ratio between two facilities were studied from the view point of breakup length and trigger timing.
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長距離にわたる温度分布の移動による熱ラチェットひずみの飽和挙動
岡島 智史; 若井 隆純
日本機械学会2017年度年次大会講演論文集(DVD-ROM), 5 Pages, 2017/09
高速炉容器液面近傍部には急峻な温度分布が生じる。この温度分布が長距離にわたって移動する場合、たとえ一次応力がなくても継続的に塑性ひずみが累積する、新たな様式の熱ラチェットが生じうることが報告されている。本報では、生じる熱応力が相対的に小さい温度分布が、長距離にわたって移動する薄肉円筒モデルについて、有限要素解析結果の分析を実施した。この結果、温度分布が通過する領域における累積塑性ひずみは、中央部が最大となる分布形状となることを明らかにした。また温度分布移動距離が過大でなければ、温度分布が通過する領域の中央部においても、最終的にシェイクダウン挙動を示すのに必要な残留応力が確保され、塑性ひずみの累積が飽和することを明らかにした。
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機械工学分野における信頼性評価の導入と展開; 圧力設備の減肉評価に対する部分安全係数法の導入
岡島 智史
日本機械学会2017年度年次大会講演論文集(DVD-ROM), 3 Pages, 2017/09
減肉を受けた圧力設備の供用適性評価にあたって、検査等をはじめとする日常の保全活動に応じた安全係数を設定することが期待されており、そのためには検査結果および荷重のばらつきを考慮した信頼性評価を行うことが有効と考えられた。日本高圧力技術協会では、テクニカルレポートHPIS Z 109TR「信頼性に基づく圧力設備の減肉評価方法」を制定し、信頼性に基づく減肉評価の方法とその技術基盤を与えている。この評価方法の一つとして、部分安全係数法を用いた減肉評価方法を与えており、従来の経験的な安全係数を用いた手法と同等の簡便さで減肉評価を行うことを可能とした。本報では、HPIS Z 109TRに与えられた、部分安全係数法を用いた減肉評価方法について紹介する。
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Influence of the air/steam mixing ratio in atmosphere on zirconium cladding oxidation in spent fuel pool accident condition
根本 義之; 加治 芳行; 小川 千尋*; 中島 一雄*; 東條 匡志*
Proceedings of 2017 Water Reactor Fuel Performance Meeting (WRFPM 2017) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2017/09
使用済み燃料プールの冷却水損失事故に対応するためには、事故時に想定される空気中または空気と水蒸気の混合した雰囲気中でのジルコニウム被覆管の高温酸化挙動の把握が重要である。本研究では空気と水蒸気の混合した雰囲気中でのジルカロイ2及び4の酸化試験を行い、混合比の影響について600$$^{circ}$$Cから1100$$^{circ}$$Cの温度域での評価を行った。その結果、ジルカロイ2は900$$^{circ}$$Cから1000$$^{circ}$$C、ジルカロイ4は800$$^{circ}$$Cから1000$$^{circ}$$Cの範囲で、空気と水蒸気の混合雰囲気中での酸化速度が乾燥空気中や水蒸気中よりも速くなった。この傾向は酸化層に割れが入った、酸化過程の後半において、より顕著に見られた。この結果は、使用済み燃料プール事故解析を目的とした酸化モデルの構築においては、空気と水蒸気の混合雰囲気中での酸化挙動の考慮が重要であることを示していると考えられる。
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Behavior of high-burnup advanced LWR fuels under design-basis accident conditions
天谷 政樹; 宇田川 豊; 成川 隆文; 三原 武; 谷口 良徳
Proceedings of 2017 Water Reactor Fuel Performance Meeting (WRFPM 2017) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2017/09
JAEA has conducted a research program called ALPS-II program for advanced fuels of LWRs. In this program, the tests simulating a RIA and a LOCA have been performed on the high burnup advanced fuels irradiated in European commercial reactors. The failure limits of the high-burnup advanced fuels under RIA conditions have been obtained by the pulse irradiation tests at the NSRR in JAEA. The information about pellet fragmentation etc. during the pulse irradiations was also obtained from post-test examinations on the test rods after the pulse irradiation tests. As for the simulated LOCA test, integral thermal shock tests and high-temperature oxidation tests have been performed at the RFEF in JAEA. The fracture limits under LOCA and post-LOCA conditions etc. of the high-burnup advanced fuel cladding have been investigated, and it was found that in terms of these materials the fracture boundaries do not decrease and the oxidation does not significantly accelerate in the burnup level examined.
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Fuel behavior analysis for accident tolerant fuel with sic cladding using adapted FEMAXI-7 code
白数 訓子; 齋藤 裕明; 山下 真一郎; 永瀬 文久
Proceedings of 2017 Water Reactor Fuel Performance Meeting (WRFPM 2017) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2017/09
シリコンカーバイド(SiC)は、その耐熱性、化学的安定性、照射安定性の高さより、事故耐性燃料の有力な候補物質となっている。SiCをジルカロイの替わりに被覆管材料として用いた場合の燃料挙動評価を行うために、軽水炉燃料ふるまい解析コードFEMAXI-7に、物性値や機能の追加などの改良を行った。整備したコードを用い、SiC被覆燃料のふるまい解析を、BWRステップ3(9$$times$$9燃料(B型))を例にして行った。SiC被覆管は、照射により大きくスエリングし、熱伝導率が低下する。このことにより、被覆管-燃料ペレット間のギャップが広がり、燃料ペレット温度の上昇がみられた。また、ジルカロイ被覆管とは応力緩和のメカニズムが異なり、計算の高度化のためには、破断応力等のデータ取得、モデルの改良が必要であることが明らかになった。
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Technical basis of accident tolerant fuel updated under a Japanese R&D project
山下 真一郎; 永瀬 文久; 倉田 正輝; 野澤 貴史; 渡部 清一*; 桐村 一生*; 垣内 一雄*; 近藤 貴夫*; 坂本 寛*; 草ヶ谷 和幸*; et al.
Proceedings of 2017 Water Reactor Fuel Performance Meeting (WRFPM 2017) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2017/09
我が国では、事故耐性燃料の技術基盤を整備するために2015年に軽水炉の事故耐性燃料等(ATFs)に関する研究開発プロジェクトが立ち上がった。日本原子力研究開発機構は、国内のプラントメーカ、燃料メーカ、大学等が有する国内軽水炉においてジルカロイを商用利用した際の経験、知識を最大限活用するために、これらの機関と協力して本プロジェクトを実施するとともに取り纏めを行っている。プロジェクトの中で検討されているATF候補材料は、微細な酸化物粒子を分散することで強化されたFeCrAl鋼(FeCrAl-ODS鋼)と炭化ケイ素(SiC)複合材料であり、通常運転時の燃料性能は同等かそれ以上で、事故時にはジルカロイよりも長い時間原子炉炉心においてシビアアクシデント条件に耐えることが期待されている。本論文では、日本のプロジェクトで実施中の研究開発の進捗について報告する。
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Materials and Life Science Experimental Facility at the Japan Proton Accelerator Research Complex, 1; Pulsed spallation neutron source
高田 弘; 羽賀 勝洋; 勅使河原 誠; 麻生 智一; 明午 伸一郎; 粉川 広行; 直江 崇; 涌井 隆; 大井 元貴; 原田 正英; et al.
Quantum Beam Science (Internet), 1(2), p.8_1 - 8_26, 2017/09
大強度陽子加速器施設(J-PARC)の物質・生命科学実験施設では、パルス核破砕中性子源から高強度かつ狭いバルス幅の中性子を供給し、多様な中性子科学研究の推進に役立てている。この核破砕中性子源の構成機器は、エネルギー3GeV、繰り返し25Hz、強度1MWという世界最高クラスの強度の陽子ビームで駆動されルことを前提に設計されており、水銀ターゲットと3種類の液体パラ水素モデレータがその中枢の機器である。目標とする1MWの陽子ビームによる運転に向けて、まだ途上段階にあるが、本報告では、この核破砕中性子源のターゲット・モデレータ・反射体システムの特色ある性能について解説する。
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Thermal-hydraulic analyses of the High-Temperature engineering Test Reactor for loss of forced cooling at 30% reactor power
高松 邦吉
Annals of Nuclear Energy, 106, p.71 - 83, 2017/08
固有の安全性を持つ高温ガス炉である高温工学試験研究炉(HTTR)を用いて、強制冷却喪失(LOFC)事象を模擬した安全性実証試験を実施した。本論文では、冷却材流量が定格の45t/hから0t/hまで低下し、制御棒が炉心に挿入されず、原子炉出力制御系が作動しない条件における、原子炉出力9MWからの強制冷却喪失時の熱流動特性を示す。解析により、1次純化設備による強制対流の下降流は、燃料体内で発生した自然対流による上昇流を抑え込むが、原子炉出口冷却材温度に与える影響を除いて、炉内の熱流動特性に与える影響は小さいことを明らかにした。以上により、原子炉圧力容器内の3次元熱流動特性を定量的に示すことができた。
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Quantum optimal control of the isotope-selective rovibrational excitation of diatomic molecules
黒崎 譲*; 横山 啓一
Chemical Physics, 493, p.183 - 193, 2017/08
 パーセンタイル:100(Chemistry, Physical)
塩化リチウム分子の同位体選択的振動回転励起の最適パルス波形を求めた。振動回転が基底準位にあるLiCl-35とLiCl-37の混合分子集団にレーザーパルスを照射し、LiCl-35($$nu$$=0, $$J$$=0)とLiCl-37($$nu$$=1, $$J$$=1)を生成する最適波形を最適制御理論により計算した。その結果、回転遷移だけを利用する方が効率よく選択励起を起こすことができることが示された。
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Effective removal of selenite and selenate ions from aqueous solution by barite
徳永 紘平*; 高橋 嘉夫*
Environmental Science & Technology, 51(16), p.9194 - 9201, 2017/08
 パーセンタイル:100(Engineering, Environmental)
バライト(重晶石, BaSO$$_{4}$$)は、溶解度が低く、安定性が非常に高い鉱物であり、周囲の環境が変化しても元素を保持し続けるため、有害元素を安定に隔離する鉱物として非常に有用である。本論文では、対象元素として、高い毒性を持ち、選択的な除去が難しく、有効な処理処分技術が乏しいセレンのオキソアニオン(セレン酸: SeO$$_{4}$$$$^{2-}$$,亜セレン酸: SeO$$_{3}$$$$^{2-}$$)に対して実験を行い、これらの元素の共沈過程を分子レベルで明らかにすることで、溶液中からこれらの元素を効率的に除去するための条件を最適化した。実験の結果、バライトへの亜セレン酸の分配には、鉱物表面への微量元素の吸着のしやすさ(=1化学的な親和性)と鉱物構造内での安定性(=2構造規制)の2つが、またセレン酸の分配には構造規制のみがそれぞれ強く働くことが示され、これらの条件を調整することで溶液からの80%以上の除去がセレン酸、亜セレン酸ともに達成された。
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Estimation of the vertical distribution of radiocesium in soil on the basis of the characteristics of $$gamma$$-ray spectra obtained via aerial radiation monitoring using an unmanned helicopter
越智 康太郎; 佐々木 美雪; 石田 睦司*; 濱本 昌一郎*; 西村 拓*; 眞田 幸尚
International Journal of Environmental Research and Public Health, 14(8), p.926_1 - 926_13, 2017/08
福島第一原子力発電所事故後、環境中の放射性セシウムの挙動を把握するために土壌中放射性セシウムの深度分布が調査されてきた。一般的な放射性セシウムの深度分布の測定手法は、土壌試料の採取及び放射能測定といった観点から煩雑である。本研究では、我々は無人ヘリコプターを用いた上空からの放射線計測により得られた$$gamma$$線スペクトルの特徴に着目することで、放射性セシウムの深度分布の推定手法を確立した。本手法は、放射性セシウムの深度分布を定量的に評価するために、様々な深さにおける散乱$$gamma$$線に対する直接$$gamma$$線の比の変動に着目した。結果から、前述の遠隔測定の結果と実際の土壌中放射性セシウムの深度分布との間に正の相関があることが分かった。
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公衆の宇宙線被ばく線量は国や地域でどの程度異なるのか?
佐藤 達彦
Isotope News, (752), p.50 - 53, 2017/08
原子放射線の影響に関する国連科学委員会(UNSCEAR)が2008年に発表したレポートでは、公衆の宇宙線被ばく線量の世界平均値は年間0.38mSvであり、全自然放射線による被ばく線量の約16%を占めると結論づけている。しかし、この値は限られた実測から単純な仮定に基づいて推定した概算値であり、宇宙線強度の高度・緯度・経度に対する複雑な依存性や詳細な人口分布を考慮して評価した値ではない。そこで我々の研究グループでは、独自に開発した宇宙線強度計算モデルと様々なデータベースを組み合わせ、公衆の宇宙線被ばく線量の人口平均値や分散を世界230ヶ国 に対して詳細に評価し、その世界平均値を導出した。本稿では、宇宙線被ばくの概要を解説するとともに、その評価手法や評価結果を簡単に紹介する。
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幌延深地層研究センターにおける坑道掘削の情報化施工支援技術の開発
青柳 和平; 名合 牧人*
地盤工学会誌, 65(8), p.12 - 15, 2017/08
本報告では、幌延深地層研究センターの地下施設建設時の情報化施工支援技術の開発、および坑道周辺の岩盤のモニタリング結果について記載した。情報化施工支援技術開発では、事前設計、実施設計を含む予測解析データ・施工データ・地質データ・坑内計測データ等から得られる情報を三次元で一元管理できるシステムを構築し、適宜データを更新しながら適切な支保設計を行うことができた。また、岩盤のモニタリング結果から、坑道掘削直後に、壁面から約1mの範囲で割れ目が発達し、それに伴う透水係数の増大が確認されたが、掘削後はその領域は安定していることや、支保工の健全性が保たれていることがわかった。これらの情報を統合することで、施工中および施工後の岩盤の損傷や透水性といった岩盤の状態も考慮した情報化施工や維持管理が可能になると考えられ、今後、地層処分技術開発では、工学的な観点から本報告で記載した技術が重要な役割を果たしていくことが期待される。
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Thermodynamic study of gaseous CsBO$$_{2}$$ by Knudsen effusion mass spectrometry
中島 邦久; 高井 俊秀; 古川 智弘; 逢坂 正彦
Journal of Nuclear Materials, 491, p.183 - 189, 2017/08
 パーセンタイル:100(Materials Science, Multidisciplinary)
軽水炉のシビアアクシデント時、ボロンの影響を考慮した熱力学平衡計算によれば、燃料から放出されるCsの気相中での主な化学形の一つとして、CsBO$$_{2}$$(g)が生成すると予想されている。しかし、核燃料や核分裂生成物などの熱力学データを収めた編纂物によれば、これまで報告されているCsBO$$_{2}$$の蒸気圧データの不確かさのために、この解析に使用されたCsBO$$_{2}$$(g)の熱力学データの信頼性は乏しいと評価されている。そのため、信頼性の高いCsBO$$_{2}$$(g)の熱力学データを得ることを目的に、高温質量分析法によるCsBO$$_{2}$$の平衡蒸気圧測定を試みた。その結果、CsBO$$_{2}$$の平衡蒸気圧測定データを用いて、第二法則,第三法則処理により評価した気体CsBO$$_{2}$$の標準生成エンタルピー$$Delta$$$$_{f}$$H$$^{circ}$$$$_{298}$$(CsBO$$_{2}$$,g)は、それぞれ、-700.7$$pm$$10.7kJ/mol, -697.0$$pm$$10.6kJ/molとなり、過去に報告されている蒸気圧データを用いて得られた第二法則,第三法則処理による$$Delta$$$$_{f}$$H$$^{circ}$$$$_{298}$$(CsBO$$_{2}$$,g)の差異よりも小さくなったことから、これまでよりも信頼性の高い熱力学データを取得できたことが分かった。さらに、既存の$$Delta$$$$_{f}$$H$$^{circ}$$$$_{298}$$(CsBO$$_{2}$$,g)についても、本研究で得られた$$Delta$$$$_{f}$$H$$^{circ}$$$$_{298}$$(CsBO$$_{2}$$,g)の値と誤差の範囲で一致したことから、信頼性が高いことが分かった。
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Examination of $$^{131}$$I and $$^{137}$$Cs releases during late phase of Fukushima Daiichi NPP accident by using $$^{131}$$I/$$^{137}$$Cs ratio of source terms evaluated reversely by WSPEEDI code with environmental monitoring data
日高 昭秀; 横山 裕也
Journal of Nuclear Science and Technology, 54(8), p.819 - 829, 2017/08
 被引用回数:1 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)
福島第一原子力発電所事故の評価では、炉内事象と環境モニタリング測定との結びつきの議論が重要であるが、事故から6年近く経過した現在でも、両者の事象を統合的に扱った研究は必ずしも進んでいない。WSPEEDIコードと環境モニタリングデータから逆算で詳細化された$$^{131}$$I/$$^{137}$$Cs比に基づき、福島事故後期における原子炉建家等の地下汚染水からの気液分配に基づく$$^{131}$$I放出量を再評価するとともに、これまで検討が行われなかった$$^{137}$$Cs放出挙動に関して化学形や放出機構等について検討した。原子炉建屋等の地下汚染水からの$$^{131}$$I放出量に関する再評価では、全ソースタームに対する地下汚染水からの$$^{131}$$I放出の寄与分は約10%となった。また、3/21$$sim$$3/23及び3/30$$sim$$3/31の$$^{131}$$I放出量に対する$$^{137}$$Cs放出量の超過は、炉心冷却水がわずかに不足したことに伴う炉心温度の再上昇により、制御材を起源として生成するCsBO$$_{2}$$の放出でほぼ説明できる見通しを得た。
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Corrigendum; Examination of $$^{131}$$I and $$^{137}$$Cs releases during late phase of Fukushima Daiichi NPP accident by using $$^{131}$$I/$$^{137}$$Cs ratio of source terms evaluated reversely by WSPEEDI code with environmental monitoring data, J. Nucl. Sci. Technol. 2017, Corrected vertical axis of Figure 6
日高 昭秀; 横山 裕也
Journal of Nuclear Science and Technology, 54(8), P. i, 2017/08
 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)
以前に発表した論文(Examination of $$^{131}$$I and $$^{137}$$Cs releases during late phase of Fukushima Daiichi NPP accident by using $$^{131}$$I/$$^{137}$$Cs ratio of source terms evaluated reversely by WSPEEDI code with environmental monitoring data [Journal of Nuclear Science and Technology, vol.54(8), pp.819-829 (2017)])における図6の縦軸の訂正である。
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Hydrogen production by $$gamma$$-ray irradiation from different types of zeolites in aqueous solution
熊谷 友多; 木村 敦*; 田口 光正*; 渡邉 雅之
Journal of Physical Chemistry C, 121(34), p.18525 - 18533, 2017/08
 パーセンタイル:100(Chemistry, Physical)
水の放射線分解による水素発生に対するゼオライトの影響を理解するため、水とゼオライトとの混合物の$$gamma$$線照射による水素発生を研究した。構造および組成の異なる4種類のゼオライトについて種々の含水率の試料を調製し、脱気条件および空気溶存条件にて水素発生を比較した。脱気条件下では、組成に占めるアルミニウムの比率が高いゼオライトを用いた場合に、特に低含水率で高い水素発生量を観測した。水素発生量とゼオライトの化学分析との比較から、ゼオライトに含まれる骨格外アルミニウムが水素発生量を増加させることが示唆された。一方、空気溶存条件かつ高含水率の場合には、水の放射線分解により過酸化水素が生成するため水素発生量の低下が観測された。この水素発生量の低下はアルミニウム含有率の高いゼオライトで顕著であり、その結果4種のゼオライトからの水素発生量は同程度となった。構造および組成の異なるゼオライトで同等の水素発生が観測された結果から、骨格外アルミニウムの関与する反応とは別に、ゼオライトの影響を受けにくい水素発生反応過程が存在すると考えられる。
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Experimental study on the deformation and failure of the bellows structure beyond the designed internal pressure
安藤 勝訓; 矢田 浩基; 月森 和之; 一宮 正和*; 安濃田 良成*
Journal of Pressure Vessel Technology, 139(6), p.061201_1 - 061201_12, 2017/08
本研究では、内圧の影響を受けたベローズ構造の到達圧力の評価方法を開発するために、ベローズ構造の破壊試験と有限要素解析(FEA)を行った。一連の試験により破壊モードを実証し、3種類の破壊モードを確認した。試験中の座屈および変形挙動をシミュレートするために、陰解法および陽解法による解析を実施し、試験結果と比較した。
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液滴界面近傍におけるエアロゾル挙動の可視化計測
上澤 伸一郎; 吉田 啓之
混相流シンポジウム2017講演論文集(USB Flash Drive), 2 Pages, 2017/08
液滴によるエアロゾル粒子の捕集は、多くの産業分野で実用化されている。近年では液滴による放射性エアロゾル粒子の捕集が、原子力分野でも実用化さている。エアロゾル粒子除去の物理機構には、さえぎり、慣性衝突、ブラウン運動による拡散、重力沈降、静電引力があると考えられているが、エアロゾル粒子は比較的微小かつ高速で運動することから、液滴によるエアロゾル粒子がそれらの物理機構によって捕捉されている様子を直接計測した例はない。本研究では、液滴によるエアロゾル粒子の捕捉挙動を明らかにするため、液滴周りのエアロゾル粒子群挙動を粒子画像流速測定法で計測した。さらに、液滴界面近傍のエアロゾル粒子の捕捉挙動を、対物レンズを備えた高速ビデオカメラを用いて観察した。その結果、液滴断面中心に飛来するエアロゾル粒子は、液滴界面近くで減速後に、液滴界面に捕捉されたことが確認された。しかしながら、液滴断面中心から離れた位置に飛来したエアロゾル粒子は、液滴界面に到達できず、液滴界面に捕捉されることはなかった。また、実験後の液滴界面と内部の観察から、液滴界面で捕捉されたエアロゾル粒子は液滴内部に移動することが確認された。
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第一原理計算によるマグネシウム合金のすべり変形挙動評価
山口 正剛
まてりあ, 56(8), p.480 - 483, 2017/08
従来の金属材料の中でマグネシウム合金は最も軽いが、室温以下での成形性が悪いという問題がある。それを合金元素の添加によって改善する試みとして、第一原理計算と実験との協調により、適切な元素を探した。六方晶金属の非底面すべりの一つである柱面すべりを促進する元素を第一原理計算によって探索し、適切な元素を選び出したが、その結果は実験とも一致した。本稿は、既に論文発表されたこの研究の計算部分に関するレビュー記事である。
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Unusual plastic deformation behavior in lath martensitic steel containing high dislocation density
Harjo, S.; 川崎 卓郎; 友田 陽*; Gong, W.
Materials Science Forum, 905, p.46 - 51, 2017/08
To understand the strengthening mechanism of a metallic material with high dislocation density, the plastic deformation behavior of lath martensite was studied by means of in situ neutron diffraction measurements during tensile deformations using a 22SiMn2TiB steel and a Fe-18Ni alloy. The characteristics of dislocation were analyzed and were discussed with the relation of stress-strain curves. The dislocation densities induced by martensitic transformation during heat-treatment in both materials were found to be originally as high as 10$$^{15}$$ m$$^{-2}$$ order, and subsequently to increase slightly by the tensile deformation. The parameter M value which displays the dislocation arrangement dropped drastically at the beginning of plastic deformation in both materials, indicating that the random arrangement became more like a dipole arrangement.
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Quantitative evaluation of texture and dislocations during annealing after hot deformation in austenitic steel using neutron diffraction
友田 陽*; 佐藤 成男*; Uchida, M.*; 徐 平光; Harjo, S.; Gong, W.; 川崎 卓郎
Materials Science Forum, 905, p.25 - 30, 2017/08
Microstructural change during hot compressive deformation at 700 $$^{circ}$$C followed by isothermal annealing for a Fe-32Ni austnitic alloy was monitored using ${it in situ}$ neutron diffraction. The evolution of deformation texture with 40% compression and its change to recrystallization texture during isothermal annealing were presented by inverse pole figures for the axial and radial directions. The change in dislocation density was tracked using the convolutional muli-profile whole profile fitting method. To obtain the fitting results with good statistics, at least 60 s time-slicing for the event-mode recorded data was needed. The average dislocation density in 60 s after hot compression was determined to be 2.8 $$times$$ 10$$^{14}$$ m$$^{-2}$$ that decreased with increasing of annealing time.
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Structure of the magnetic excitations in the spin-1/2 triangular-lattice Heisenberg antiferromagnet Ba$$_{3}$$CoSb$$_{2}$$O$$_{9}$$
伊藤 沙也*; 栗田 伸之*; 田中 秀数*; 河村 聖子; 中島 健次; 伊藤 晋一*; 桑原 慶太郎*; 加倉井 和久*
Nature Communications, 8, p.235_1 - 235_6, 2017/08
 パーセンタイル:100(Multidisciplinary Sciences)
A spin-1/2 triangular-lattice Heisenberg antiferromagnet (TLHAF) is a prototypical frustrated quantum magnet, which exhibits remarkable quantum many-body effects that arise from the synergy between spin frustration and quantum fluctuation. The ground-state properties of a spin-1/2 TLHAF are theoretically well understood. However, magnetic excitations are less well understood and the theoretical consensus is limited. The experimental study of the magnetic excitations in spin-1/2 TLHAFs has also been limited. Here we show the whole picture of magnetic excitations in the spin-1/2 TLHAF Ba$$_{3}$$CoSb$$_{2}$$O$$_{9}$$ investigated by inelastic neutron scattering. Significantly different from the theory, the excitation spectra have a three-stage energy structure. The lowest first stage is composed of dispersion branches of single-magnon excitations. The second and third stages are dispersive continua accompanied by columnar continuum extending above 10 meV, which is six times larger than the exchange interaction J=1.67 meV. Our results indicate the necessity of a new theoretical framework.
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1F事故による環境回復に伴う廃棄物の管理と除去土壌の減容・再生利用の取り組み,5; 低レベル放射性廃棄物の処分費用の積算
仲田 久和; 坂井 章浩; 天澤 弘也; 坂本 義昭
日本原子力学会誌, 59(8), p.447 - 449, 2017/08
日本原子力学会2017年春の年会バックエンド部会企画セッション「福島第一原発事故による環境汚染の回復に伴う汚染廃棄物の管理と除去土壌の減容・再生利用の取り組み;低レベル放射性廃棄物の処分費用の積算方法」からの特記記事である。再生利用可能な除去土壌を分離した後の除去土壌は最終処分される。除去土壌の最終処分場の設計検討に資することを目的として、研究施設等から発生する低レベル放射性廃棄物の処分方法(研廃処分場)を参考として、合理的な設計に向けた費用評価上の課題を検討した。検討に際しては、研廃処分場において、遮水工を設置したトレンチ型埋設処分施設(付加機能型トレンチ処分施設)の概念設計をしたことから、その評価方法を適用して実施した。
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1F事故による環境回復に伴う廃棄物の管理と除去土壌の減容・再生利用の取り組み,4; 除去土壌の再生利用の安全評価
澤口 拓磨; 高井 静霞; 梅澤 克洋; 武田 聖司; 岡田 尚
日本原子力学会誌, 59(8), p.445 - 447, 2017/08
環境省は福島県内における除染等の措置に伴い生じた土壌(除去土壌)を再生資材化し、放射線影響に関する安全性を確保しつつ、適切な管理の下で利用する方針を示した。本評価では除去土壌の再生利用に係る指針等の策定に資するため、当該再生資材を4種類の土木構造物(道路・鉄道盛土、防潮堤、海岸防災林、最終処分場)に利用することを想定し、施工時、供用時、災害時における作業者および一般公衆に対する追加被ばく線量評価を行った。また、その結果から、当該線量を制限するための放射性セシウム濃度や施設の設計条件についての検討を行った。
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アブダクションによるデータ解析; 計算予測結果を読み解く力
中島 憲宏
日本原子力学会誌, 59(8), p.34 - 38, 2017/08
シミュレーションを設計過程において活用するためには、それを使いこなす技術の他に、シミュレーションが紡ぎ出す膨大なデータの読解力が必要である。設計案に対するシミュレーション解の分析や評価過程に、人工物工学が提唱する「どの視点も取り入れた仮説・法則や行為を導出するためのアブダクション基盤」を取り入れ、想定外や見落としなどを最小化できるように人工知能などを活用したデータ解析技術の取り組みなどを概観する。
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長寿命核種の分離変換技術の現状,1; 分離変換の意義と分離変換システム
湊 和生; 辻本 和文; 田辺 博三*; 藤村 幸治*
日本原子力学会誌, 59(8), p.475 - 479, 2017/08
本稿は、日本原子力学会「放射性廃棄物の分離変換」研究専門委員会において、国内外における分離変換技術や関連する技術の研究開発状況について調査・分析してきた結果を基に、長寿命核種の分離変換技術の現状について、4回に分けて紹介するものである。第1回にあたる本稿では、分離変換の意義は何であるのかを解説するとともに、分離変換を効果的・効率的に行うために研究開発が進められている分離変換のシステムについて解説する。分離変換の意義については、放射性廃棄物を経口摂取した場合の被ばく線量で定義される潜在的有害度低減の観点から、使用済み燃料の潜在的有害度が原料とした天然ウランの潜在的有害度を下回るまでに要する時間はおよそ10万年であるが、再処理後は約1万年、分離変換後は数百年まで短縮されることを示した。また、潜在的な吸入摂取毒性の低減にはMAの分離変換の効果が顕著であることから、数十万年の超長期にわたる人間活動や地殻変動の予測等に相当の不確実性が伴うことから、分離変換は処分場影響の不確実性低減にも寄与すると考えられることを示した。分離変換システムについては、総合的なシステムとして分離変換技術を捉えた場合、比較的有望な概念として考えられている発電用の高速炉を用いたシステム(高速炉利用型)と核変換専用の小規模な燃料サイクルを商用発電サイクルに付加したシステム(階層型)を紹介するとともに、プルトニウムや核分裂生成物を核変換対象とするその他のシステムも紹介した。
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1F事故による環境回復に伴う廃棄物の管理と除去土壌の減容・再生利用の取り組み,2; 再生利用を目指した粘土鉱物へのCs吸脱着機構解明
矢板 毅
日本原子力学会誌, 59(8), p.441 - 443, 2017/08
減容化に関する技術としては、これまで環境浄化などで用いられてきた処理法である分級、化学処理、熱処理などいくつかの方法論が考えられるが、それぞれに一長一短が有り、放射性Csの処理という視点で再度見直し、最適化する必要があると考えられる。本特集では、特に対象となる粘土鉱物への吸着機構について最新の知見について紹介すると共に、これらの情報を参考に開発を試みている除染および土壌の再生利用などについて解説する。
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福島の環境回復に向けた取り組み,4; 汚染土壌の除染、減容化および再生利用を目指した物理処理及び新しい熱処理法開発への試み
矢板 毅; 本田 充紀; 下山 巖; 伊藤 健一*; 万福 裕蔵*; 辻 卓也; 松村 大樹
日本原子力学会誌, 59(8), p.483 - 487, 2017/08
福島第一原子力発電所事故後に伴う環境汚染に対して事故からの復興に向けて取り組んだ減容化除染と再生利用に関する研究の取り組みについて、日本原子力研究開発機構と国立環境研究所が取り組んできた吸着機構の基礎から物理的除染および減容化と熱処理に関する研究を紹介した内容である。一般的な物理処理、熱処理に関する紹介に加え、粘土鉱物へのセシウムの取り込みメカニズムや溶融処理のその場観察を放射光X線分光を利用した研究により詳細に解説している。
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再処理施設におけるグローブボックスのグローブポートの更新技術
堀籠 和志; 田口 茂郎; 西田 直樹; 後藤 雄一; 稲田 聡; 久野 剛彦
日本保全学会第14回学術講演会要旨集, p.381 - 384, 2017/08
東海再処理施設では、プルトニウム等の核燃料物質を安全に取り扱うため、閉じ込め機能(負圧)を有するグローブボックス(GB)が設置されており、各GBには、グローブを取り付けるためのグローブポート(ベークライト製)が取り付けられている。グローブポートには、グローブをグローブポートに直接取り付けるタイプと、インナーリングと呼ばれる塩ビ製の環に取り付けたグローブをグローブポートに挿入して取り付けるタイプ(以下、押し込み式グローブポート)の2種類が使われている。平成28年4月に、押し込み式グローブポートの1基に2ヵ所の割れが東海再処理施設において初めて確認された。なお、割れによるGB内の負圧の異常や、GB外への放射性物質の漏えいは確認されなかった。グローブポートは、ポートとポート押さえでパネルを挟み込む形で、ポートとポート押さえをネジで固定することによりGBパネルに取り付けられている。このため、固定ネジを取外すことでグローブポートは取り外しが可能な構造ではあるが、グローブポートをそのまま取外した場合、閉じ込め機能が破れ、GB内の放射性物質を拡散させる恐れがあるため、拡散防止措置を講じた上で、グローブポートの交換を実施する必要があった。そこで今回、GB内部の汚染をコントロールしながらグローブポートを更新する手法を確立した。本発表では、その交換手法について報告する。
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東海再処理施設分析設備の保守・更新作業におけるグリーンハウスの設計・適用
鈴木 快昌; 田中 直樹; 後藤 雄一; 稲田 聡; 久野 剛彦
日本保全学会第14回学術講演会要旨集, p.385 - 389, 2017/08
東海再処理施設の分析所では、グローブボックス等の分析設備や付帯機器・部品類の点検・更新等において、作業方法上、放射性物質の拡散リスク(作業員の内部被ばくリスク)を伴うものがあり、対策としてグリーンハウス(GH)と呼ばれる汚染拡大防止用のハウスを設置する。本件では、東海再処理施設分析設備において、これまでに様々な保守・更新作業で用いたGHの概要について報告する。
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ナトリウム冷却高速炉の内部ダクトを有する燃料集合体内熱流動解析
菊地 紀宏; 今井 康友*; 吉川 龍志; 田中 正暁; 大島 宏之
日本機械学会関東支部茨城講演会2017講演論文集(CD-ROM), 4 Pages, 2017/08
ナトリウム冷却高速炉システムの安全性強化に係る概念構築の一環として、シビアアクシデント時に炉心が溶融する遷移過程において早期に溶融燃料を炉心部から排出し、炉心部での再臨界を排除するため、燃料集合体内に内部ダクトを有する燃料集合体(FAIDUS)の採用を検討している。この内部ダクトの存在により冷却材の偏流や温度分布の非対称性が生じることが懸念されることから、原子力機構で開発してきた高速炉燃料集合体内熱流動解析コードSPIRALを用い、FAIDUS内の熱流動特性を詳細に確認することとした。先進型ナトリウム冷却大型高速炉の定格条件(暫定条件)を境界条件とするFAIDUSの熱流動解析を実施した結果、従来の正六角管型集合体の熱流動特性と同様な傾向を示し、特異な温度分布を示さないことを確認した。
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ROSA/LSTF test and RELAP5 analyses on PWR cold leg small-break LOCA with accident management measure and PKL counterpart test
竹田 武司; 大津 巌
Nuclear Engineering and Technology, 49(5), p.928 - 940, 2017/08
An experiment using PKL was performed for the OECD/NEA PKL-3 Project as a counterpart to a previous test with LSTF on a cold leg small-break loss-of-coolant accident with an accident management measure in a PWR. The rate of steam generator secondary-side depressurization was controlled to achieve a primary depressurization rate of 200 K/h as a common test condition. In both tests, rapid recovery started in the core collapsed liquid level after loop seal clearing. Some discrepancies appeared between the LSTF and PKL test results for the core collapsed liquid level, the cladding surface temperature, and the primary pressure. The RELAP5/MOD3.3 code indicated a remaining problem in the prediction of primary coolant distribution. Results of uncertainty analysis for the LSTF test clarified the influences of the combination of multiple uncertain parameters on peak cladding temperature within the defined uncertain ranges.
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Summary of 21st joint EU-US Transport Task Force Workshop (Leysin, September 5-8, 2016)
Mantica, P.*; Bourdelle, C.*; Camenen, Y.*; Dejarnac, R.*; Evans, T. E.*; G$"o$rler, T.*; Hillecheim, J.*; 井戸村 泰宏; Jakubowski, M.*; Ricci, P.*; et al.
Nuclear Fusion, 57(8), p.087001_1 - 087001_19, 2017/08
 パーセンタイル:100(Physics, Fluids & Plasmas)
本会議報告は2016年9月5日$$sim$$8日にスイス、レザンにて開催されたthe 21st Joint EU-US Transport Task Force Workshopにおける報告と議論をまとめたものである。ワークショップは以下の8つのトピックから構成された: full-F運動論的乱流シミュレーションの進展; 高Z、低Z不純物の輸送、制御、および、プラズマ閉じ込めへの影響; 炉心、周辺輸送への3次元効果(MHD、外部磁場、ステラレータを含む); 予測性の高いプラズマ設計; 電子熱輸送とマルチスケール統合; Scrape-Off Layer(SOL)におけるパワー減衰長の理解; L-H遷移におけるSOLの役割; 乱流計測に対する乱流基礎特性の実証研究。
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ボーリング孔を利用した比抵抗検層結果に基づく地下水水質の推定方法に関する検討
水野 崇; 岩月 輝希; 松崎 達二*
応用地質, 58(3), p.178 - 187, 2017/08
本研究では、北海道幌延地域に分布する新第三系堆積岩を対象に、ボーリング孔において実施される比抵抗検層結果から間隙水の水質を定量的に把握するための手法について検討を行った。比抵抗検層結果からの水質の推定については、Archieの式等を用いて等価NaCl濃度を算出した。この等価NaCl濃度と、ボーリングコアから抽出した間隙水中のNaCl濃度の分析値をt検定により比較した結果、対象としたボーリング孔11孔のうち7孔において有意差(有意水準5%)がないと判断できた。分析値と計算値が一致しなかったボーリング孔については、塩分濃度が低いためにArchieの式が適用できないことや、ボーリング孔掘削時の掘削水が孔壁から混入したことによる水質の変化が原因と考えられた。これらを踏まえ、一定の条件を満たせば比抵抗検層結果から間隙水のNaCl濃度が定量的に推定可能であることを示すとともに、実際の調査現場において必要となる手順を整理した。
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Observation of magnetoelastic effects in a quasi-one-dimensional spiral magnet
Wang, C.*; Daiwei, Y.*; Liu, X.*; Chen, R.*; Du, X.*; Hu, B.*; Wang, L.*; 飯田 一樹*; 蒲沢 和也*; 脇本 秀一; et al.
Physical Review B, 96(8), p.085111_1 - 085111_5, 2017/08
 パーセンタイル:100(Physics, Condensed Matter)
This paper presents a systematic study of spin and lattice dynamics in the quasi-one-dimensional spiral magnet CuBr$$_2$$, using Raman scattering in conjunction with infrared and neutron spectroscopy. Along with the development of spin correlations upon cooling, we observe a rich set of broad Raman bands at energies that correspond to phonon-dispersion energies near the one-dimensional magnetic wave vector. The low-energy bands further exhibit a distinct intensity maximum at the spiral magnetic ordering temperature.
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Vibrational states of atomic hydrogen in bulk and nanocrystalline palladium studied by neutron spectroscopy
古府 麻衣子; 橋本 直樹*; 秋葉 宙*; 小林 浩和*; 北川 宏*; 飯田 一樹*; 中村 充孝; 山室 修*
Physical Review B, 96(5), p.054304_1 - 054304_7, 2017/08
 パーセンタイル:100(Physics, Condensed Matter)
中性子分光法を用いて、バルク及びナノ結晶パラジウム中の水素原子の振動状態を、広いエネルギー領域($$0 le hbar omega le 300$$meV)について調べた。バルクのパラジウム水素化物では、水素の振動励起は量子調和振動子(QHO)で大まかに記述された。一方、直径8nmのナノ結晶パラジウム水素化物では、付加的な振動励起が80meV以上のエネルギー領域に観測された。この付加的な振動励起のエネルギーと強度はQHOでは説明できず、非調和性の強いトランペット型ポテンシャルにおける振動と記述された。この付加的な励起は、表面効果により安定化されたサブ表面(表面下2-3層)の正四面体サイトに配置された水素原子の振動だと考えられる。本研究は、金属ナノ粒子中の水素の振動を明瞭に検知した初めての実験的研究である。
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Spin current generation using a surface acoustic wave generated via spin-rotation coupling
小林 大眞*; 吉川 智英*; 松尾 衛*; 井口 亮*; 前川 禎通; 齊藤 英治; 能崎 幸雄*
Physical Review Letters, 119(7), p.077202_1 - 077202_5, 2017/08
 パーセンタイル:100(Physics, Multidisciplinary)
We demonstrate the generation of alternating spin current (SC) via spin-rotation coupling (SRC) using a surface acoustic wave (SAW) in a Cu film. Ferromagnetic resonance caused by injecting SAWs was observed in a Ni-Fe film attached to a Cu film, with the resonance further found to be suppressed through the insertion of a SiO$$_{2}$$ film into the interface. The intensity of the resonance depended on the angle between the wave vector of the SAW and the magnetization of the Ni-Fe film. This angular dependence is explicable in terms of the presence of spin transfer torque from a SC generated via SRC.
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Origin of tension-compression asymmetry in ultrafine-grained fcc metals
都留 智仁
Physical Review Materials (Internet), 1(3), p.033604_1 - 033604_5, 2017/08
結晶粒が1ミクロン以下の超微細粒(UFG)金属では、通常の粗大粒材料にはない特異な力学特性が発現することが知られている。筆者はこれまで、UFG金属で見られるHall-Petch関係を越える強化機構やBauschinger効果のメカニズムを原子シミュレーションを用いて検討してきた。本論文では、Alなどの一部の金属で微細粒化によって生じる引張/圧縮異方性について着目し、転位論による理論的なメカニズムの解明と原子シミュレーションによる検証を行った。その結果、降伏応力の大きな微細粒材料では引張り応力が積層欠陥エネルギーを大きく低下させることによって転位の拡張を促し、引張/圧縮異方性は粒界からの転位生成が引張りによって促進されることにより生じることを明らかにした。
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Toroidal angular momentum balance during rotation changes induced by electron heating modulation in tokamak plasmas
井戸村 泰宏
Physics of Plasmas, 24(8), p.080701_1 - 080701_5, 2017/08
大域的full-fジャイロ運動論モデルに基づく電子加熱変調数値実験から、電子加熱によるイオン温度勾配駆動(ITG)乱流から捕捉電子モード(TEM)乱流への遷移が密度勾配の急峻化とプラズマ回転の変化をもたらすことを示した。回転変化時のトロイダル角運動量バランスをトロイダル角運動量保存則の直接観測によって明らかにし、イオン系の乱流応力に加え、イオン系の新古典応力、径方向電流、イオン系と電子系のトロイダル電場応力が重要となることを示した。ITGフェーズとTEMフェーズにおけるトロイダルトルクの反転はイオン系方向電流の反転によるものであり、これは粒子輸送と運動量輸送の相互作用であることを明らかにした。イオン系と電子系の径方向電流は両極性条件を満たすようにバランスし、電子系の径方向電流は電子系のトロイダル電場応力によって打ち消される。これは電子系のトロイダル電場応力が間接的にトロイダルトルクに影響していることを示す。
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Uncertainty evaluation of seismic response of a nuclear facility using simulated input ground motions
崔 炳賢; 西田 明美; 村松 健*; 高田 毅士*
Proceedings of 12th International Conference on Structural Safety & Reliability (ICOSSAR 2017) (USB Flash Drive), p.2206 - 2213, 2017/08
本稿では、モデル化手法の違いが原子力施設の地震応答解析結果のばらつきに与える影響を明らかにするため、多様な模擬入力地震動を用いた地震応答解析を実施し、応答のばらつきの統計的分析を行った。特に、建屋せん断壁の最大加速度応答に着目し、モデル化手法による応答結果への影響、応答のばらつき要因について分析を行い、得られた知見について報告する。
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Quadruple-precision BLAS using Bailey's arithmetic with FMA instruction; Its performance and applications
山田 進; 伊奈 拓也*; 佐々 成正; 井戸村 泰宏; 町田 昌彦; 今村 俊幸*
Proceedings of 2017 IEEE International Parallel & Distributed Processing Symposium Workshops (IPDPSW) (Internet), p.1418 - 1425, 2017/08
本発表では、BaileyのDouble-Doubleアルゴリズムを利用した4倍精度基本線形代数演算ライブラリ「BLAS」の高速化と、それを4倍精度固有値計算ルーチンに適用した際の計算性能の向上について発表する。特筆すべき成果は、積和演算の中間結果を高精度で保持して計算できるFMA命令を利用することで、我々がこれまでに開発した4倍精度BLASと比較し、代表的なルーチンで20$$sim$$45%の高速化を実現したことである。さらに、4倍精度固有値ソルバ「QPEigenK」が利用している4倍精度BLASをFMA命令を利用して開発したものに置き換えるだけで、原子力機構のICE Xおよび東京大学のFX10の2つのスパコンの大規模並列計算において10$$sim$$20%の高速化を実現した。この成果は、計算機の大規模化に伴って必要になりつつある高精度計算の高速な実行に資する成果である。
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Flexible alpha camera for detecting plutonium contamination
森下 祐樹; 山本 誠一*; 井崎 賢二; 金子 純一*; 根本 典雄
Radiation Measurements, 103, p.33 - 38, 2017/08
 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)
核燃料施設では、プルトニウム(Pu)やウランが扱われる。ZnS(Ag)シンチレーション検出器で測定できない狭い場所がPuの汚染源となることがある。例えば、グローブボックスの窓と架台の間の隙間やフランジ、ポートカバーの隙間などである。そこで我々は現場の狭い場所の汚染源の特定が可能なフレキシブルアルファカメラと呼ばれるイメージング検出器の開発をした。検出器の厚みはZnS(Ag)シンチレーション検出器の1/5で、その効率は5.5MeVアルファ線に対し42.7%(4pi)であった。検出下限放射能は0.014Bqであった。4種のPuO$$_{2}$$のサンプルをフレキシブルアルファカメラで測定し、PuO$$_{2}$$粒子を自動で同定することができた。フレキシブルアルファカメラを用いることで、Pu汚染源を早期に検知することができ、汚染拡大の防止につながる。
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Temperature performance of portable radiation survey instruments used for environmental monitoring and clean-up activities in Fukushima
三枝 純; 柳澤 華代; 波澄 篤; 清水 武徳; 内田 芳昭*
Radiation Physics and Chemistry, 137, p.210 - 215, 2017/08
 パーセンタイル:100(Chemistry, Physical)
福島第一原子力発電所事故に伴い、県内各地で放射線モニタリングや環境修復活動が実施されている。現場の気温は夏期に40$$^{circ}$$C、冬期に-20$$^{circ}$$Cに達し、各種サーベイメータの想定使用温度の範囲外である。そこで福島で多く用いられている国産サーベイメータ4機種を対象として、恒温槽を用いた温度特性試験を実施し、指示値の温度依存性を調べた。
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Bonding study on trivalent europium complexes by combining M$"o$ssbauer isomer shifts with density functional calculations
金子 政志; 渡邉 雅之; 宮下 直*; 中島 覚*
Radioisotopes, 66(8), p.289 - 300, 2017/08
Eu錯体の配位結合におけるf電子の役割を理解することを目的として、相対論密度汎関数計算をEu(III)錯体に適用した。既報の$$^{151}$$Euメスバウアー異性体シフト実験値とEu原子核位置での電子密度計算値の線形性を比較することによって、B2PLYP理論がメスバウアー異性体シフトを最もよく再現することが分かった。また、分子軌道に基づく電子密度の解析によって、d及びf電子が配位結合に大きく関与していることを明らかにした。
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Laser ablation absorption spectroscopy for isotopic analysis of plutonium; Spectroscopic properties and analytical performance
宮部 昌文; 大場 正規; Jung, K.; 飯村 秀紀; 赤岡 克昭; 加藤 政明; 音部 治幹; Khumaeni, A.*; 若井田 育夫
Spectrochimica Acta, Part B, 134, p.42 - 51, 2017/08
 パーセンタイル:100(Spectroscopy)
炉心溶融事故により生成された燃料デブリやデブリで汚染された廃棄物の核種組成分析では、ウランやプルトニウムなどの核燃料物質の分析性能が重要である。本研究ではプルトニウムの同位体分析のため、レーザーアブレーションと共鳴吸収法を組み合わせて、プルトニウム原子種の分光特性を調べた。Puの中性原子およびイオンの17個の光学遷移について、測定した吸収スペクトルのフォークトプロファイル近似から、吸光度、同位体シフト、超微細構造分裂幅を求め、分析に適した遷移として3つの候補を選定した。これらの遷移を利用して得られる分析性能を評価し、吸光度とプルトニウム濃度の相関係数として0.9999、プルトニウム濃度の検出下限値として30-130ppm、濃度2.4%の$$^{240}$$Pu信号に対する相対標準偏差として約6%を得た。これらの結果から、レーザーアブレーション吸収分光法が、複数のアクチノイド元素を含む高い放射能を有する燃料デブリや廃棄物の遠隔同位体分析に適用可能であることが分かった。
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大環状およびキレート配位子を有する金属(II, III)錯体のイオン液体抽出
岡村 浩之
分析化学, 66(7), p.531 - 532, 2017/07
本論文は、分析化学に関する著者の博士論文を簡潔にまとめたものである。本研究では、イオン液体抽出の特異性および優位性を調べ、イオン液体の溶媒効果を明らかにすることを目的として、さまざまな大環状およびアニオン性キレート配位子を用いた金属(II, III)のイオン液体抽出を検討した。1-アルキル-3-メチルイミダゾリウムビス(トリフルオロメタンスルホニル)イミド([C$$_{n}$$mim][Tf$$_{2}$$N])において、2-テノイルトリフルオロアセトン(Htta)によるEu(III)の抽出平衡解析と時間分解レーザー励起蛍光分光法からEu(tta)$$_{3}$$と[C$$_{n}$$mim][Tf$$_{2}$$N]間に特異的な溶質-溶媒相互作用があることが明らかになった。また、Httaと${it cis}$-ジシクロヘキサノ-18-クラウン-6を用いたイオン液体協同効果系では、協同効果により軽希土の抽出性が大幅に向上することが示された。さらに、ジアザ-18-クラウン-6に2つの1-フェニル-3-メチル-4-アシル-5-ピラゾロンを結合した大環状配位子(H$$_{2}$$$$beta$$DA18C6)を合成し、Sr(II)の抽出に応用した。その結果、分子内での協同作用により、[C$$_{n}$$mim][Tf$$_{2}$$N]でのみH$$_{2}$$$$beta$$DA18C6の抽出能が劇的に向上することが明らかになった。
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Eddy-induced transport of the Kuroshio warm water around the Ryukyu Islands in the East China Sea
上平 雄基; 内山 雄介*; 御手洗 哲司*
Continental Shelf Research, 143, p.206 - 218, 2017/07
 パーセンタイル:100(Oceanography)
沖縄本島を含む琉球諸島周辺海域を対象とした2段ネストJCOPE2-ROMSダウンスケーリング海洋モデルを用いて、本海域特有のサブメソスケール(SMS)乱流の発達とそれに伴う3次元的な物質混合過程を評価するべく、季節変動成分を除去した渦成分に対してeddy heat flux (EHF)解析を行った。EHFに対してHelmholtz分解を適用することで、EHFを黒潮流軸成分と直交成分とに分解し、その3次元構造について検討した、その結果、本海域では、傾圧不安定と地形性シアの相乗的な効果により、黒潮流軸に対して東シナ海側では低気圧性のSMS渦が表層および水深500m程度の中層に発達すること、反対に沖縄本島側では混合層周辺に高気圧性のSMS渦が発生すること、およびその両者によって黒潮横断方向の渦熱輸送が3次元的に促進されていることを見出した。
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Optimization of fusion kernels on accelerators with indirect or strided memory access patterns
朝比 祐一*; Latu, G.*; 伊奈 拓也; 井戸村 泰宏; Grandgirard, V.*; Garbet, X.*
IEEE Transactions on Parallel and Distributed Systems, 28(7), p.1974 - 1988, 2017/07
 パーセンタイル:100(Computer Science, Theory & Methods)
セミ・ラグランジュ法における間接メモリアクセス、有限差分法におけるストライドメモリアクセスといった複雑なメモリアクセスパターンを有する核融合プラズマ乱流コードの高次元ステンシル計算をGPGPUやXeon Phiプロセッサ等の演算加速器上で最適化した。どちらのデバイスでも、Array of Structure of Array (AOSOA)データレイアウトが連続的なメモリアクセスに有効である。Xeon Phiでは時空間データ局所性の向上によるローカルキャッシュの効率的利用が必要不可欠である。GPGPUではテクスチャメモリの利用がセミ・ラグランジュ法の間接メモリアクセス性能を向上する。これらの最適化により、アクセラレータ用核融合カーネルはCPU用カーネルに比べてSandy Bridge (CPU)用最適化コードに比べて1.4x - 8.1x高速化した。
84
Analyses with latest major nuclear data libraries of the fission rate ratios for several TRU nuclides in the FCA-IX experiments
福島 昌宏; 辻本 和文; 岡嶋 成晃
Journal of Nuclear Science and Technology, 54(7), p.795 - 805, 2017/07
 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)
FCAの複数の系統的に異なる中性子スペクトル場における7つのTRU核種($$^{237}$$Np, $$^{238}$$Pu, $$^{239}$$Pu, $$^{242}$$Pu, $$^{241}$$Am, $$^{243}$$Am, $$^{244}$$Cm)の核分裂率比に関するベンチマークモデルを用いて、主要な核データライブラリ(JENDL-4.0, ENDF/B-VII.1, JEFF-3.2)に対する積分評価を行ったものである。いずれの主要核データライブラリによる解析値は、$$^{244}$$Cm対$$^{239}$$Pu核分裂比を大幅に過大評価することが示された。また、中間エネルギーの中性子スペクトル場における$$^{238}$$Pu対$$^{239}$$Pu核分裂比に関して、核データ間で有意な差異があることが示され、感度解析によりこの原因について調査を行った。
85
Development and verification of a new nuclear data processing system FRENDY
多田 健一; 長家 康展; 国枝 賢; 須山 賢也; 深堀 智生
Journal of Nuclear Science and Technology, 54(7), p.806 - 817, 2017/07
 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)
原子力機構では、評価済み核データJENDLやMARBLE2, SRAC, MVP, PHITSをはじめとした多くの核計算コードの開発を実施してきた。JENDLやこれらの核計算コードは多くの国々で広く使われているが、核計算コードが利用する断面積ライブラリを生成する核データ処理システムについてはこれまで日本では開発されておらず、NJOYやPREPROなどの諸外国の核データ処理システムを利用してきた。新しい核データライブラリが公開された際に、核計算コード用の断面積ライブラリを独立かつ適切に処理するため、原子力機構では新しい核データ処理システムFRENDYの開発を2013年から開始した。本論文では、FRENDYの概要、特徴そして検証について説明する。
86
Mitigation technologies for damage induced by pressure waves in high-power mercury spallation neutron sources, 4; Measurement of pressure wave response and microbubble effect on mitigation in mercury target at J-PARC
粉川 広行; 直江 崇; 二川 正敏; 羽賀 勝洋; 涌井 隆; 原田 正英; 高田 弘
Journal of Nuclear Science and Technology, 54(7), p.733 - 741, 2017/07
 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)
J-PARCの核破砕中性子源では、中性性ビームを生成するために水銀ターゲットシステムを運転している。水銀ターゲットでは、大強度のパルス陽子ビームが入射することによって水銀の急激な発熱により圧力波が発生する。圧力波によって、水銀を内包するターゲット容器に繰返し応力だけでなくキャビテーション損傷を引き起す。圧力波を低減することは、ターゲット容器の寿命を保つ上で非常に重要な課題である。我々は、微小気泡を水銀中に注入し、圧力波を低減する技術の開発を行っており、今回、微小気泡発生器を水銀ターゲット容器に実装し、圧力波により励起されるターゲット容器の変位速度をその場診断装置で測定し、陽子ビーム条件や微小気泡の効果を調査した。その結果、ターゲット容器の変位速度は微小気泡により減少し、変位速度のピーク値は、気泡の注入量が0.4%, 0.1%の場合、気泡を注入しない場合に比べて各々1/3, 2/3に低減することを明らかにした。
87
Features of Zr-rich corner of the Zr-N-O ternary system by controlled low-pressure oxidation and thermodynamic analysis
Lam, Do Van*; Do, Thi Mai Dung*; 小川 徹
Journal of Nuclear Science and Technology, 54(7), p.784 - 794, 2017/07
 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)
Zr-N-O三元系のZr過剰領域の特徴を明らかにするために、金属ジルコニウムに窒化と低酸素分圧酸化とを施した。低酸素分圧はMo/MoO$$_{2}$$あるいはCu$$_{2}$$O/CuOのREDOX対を用いることで発生させた。処理後の資料はX線回折、金相観察、EPMAにより特性を把握した。実験結果を副格子モデルを用いた熱力学的解析と組み合わせることで、1373Kにおける三元系等温図を作成した。
88
Spin wave dispersion just above the magnetic order-order transition in the metallic antiferromagnet Mn$$_{3}$$Pt
井深 壮史*; 横尾 哲也*; 伊藤 晋一*; 蒲沢 和也*; 中村 充孝; 今井 基晴*
Journal of Physics; Conference Series, 868(1), p.012017_1 - 012017_6, 2017/07
非弾性中性子散乱実験を用いて秩序-秩序転移点直上における金属反強磁性体Mn$$_{3}$$Ptのスピン波を調べ、結晶主軸方向に沿ったスピン波の分散は400Kにおいて等方的であることを見出した。これらの実験結果は、温度上昇によるスティフネス定数の大幅な減少を示すものであり、Mn$$_{3}$$Ptが有する磁気モーメントの遍歴性を示唆するものである。
89
High-precision mass analysis of RI sample for cross-section measurements
中村 詔司; 芝原 雄司*; 上原 章寛*; 藤井 俊行*; 木村 敦; Hales, B. P.; 岩本 修
KURRI Progress Report 2016, P. 66, 2017/07
ImPACTプロジェクトの分担研究において、放射化法による$$^{135}$$Cs中性子捕獲断面積測定に使用する試料として$$^{137}$$Cs標準溶液中に含まれる$$^{135}$$Csの利用を考えて、$$^{137}$$Cs溶液の高精度の質量分析を行なった。わずか10Bq(pgオーダー)の$$^{137}$$Cs溶液を分析し、不純物として含まれている$$^{135}$$Csを確認するとともに、$$^{135}$$Csと$$^{137}$$Csの同位体比を0.5%の精度で導出することができた。
90
非定常電気泳動とEPMAによるコンクリート中の塩化物イオン拡散係数の迅速測定
荻野 正貴*; 大脇 英司*; 白瀬 光泰*; 中山 雅
コンクリート工学年次論文集(DVD-ROM), 39(1), p.703 - 708, 2017/07
塩化物イオンの拡散係数はコンクリートの耐久性を評価する重要な指標であるが、耐久性の高いコンクリートは物質透過抵抗性に優れるため、測定に時間を要する。著者らは非定常の電気泳動操作にEPMAを組み合わせた迅速法について検討した。浸入した塩化物イオンについて、浸入範囲と濃度分布を求め、塩化物イオンの分布から電気泳動が主たる輸送機構ではないと判断される浸入範囲を除外し、Nernst-Planckの式により拡散係数を求めた。この拡散係数は、塩水浸せき試験により得られる値とほぼ同等である。従来の試験と比較し、試験期間を1$$sim$$2割程度に短縮できる可能性があることが確認できた。
91
Effects of grain size on ultrasonic attenuation in type 316L stainless steel
Wan, T.; 直江 崇; 涌井 隆; 二川 正敏; 大林 寛生; 佐々 敏信
Materials, 10(7), p.753_1 - 753_17, 2017/07
 パーセンタイル:100(Materials Science, Multidisciplinary)
A lead bismuth eutectic (LBE) spallation target will be installed in the Target Test Facility (TEF-T) in the Japan Proton Accelerator Research Complex (J-PARC). The spallation target vessel filled with LBE is made of type 316 stainless steel. However, various damages, such as erosion/corrosion damage and liquid metal embrittlement caused by contact with flowing LBE at high temperature, and irradiation hardening caused by protons and neutrons, may be inflicted on the target vessel, which will deteriorate the steel and might break the vessel. To monitor the target vessel for prevention of an accident, an ultrasonic technique has been proposed to establish off-line evaluation for estimating vessel material status during the target maintenance period. Basic R&D must be carried out to clarify the dependency of ultrasonic wave propagation behavior on material microstructures and obtain fundamental knowledge. As a first step, ultrasonic waves scattered by the grains of type 316 stainless steel are investigated using new experimental and numerical approaches in the present study. The results show that the grain size can be evaluated exactly and quantitatively by calculating the attenuation coefficient of the ultrasonic waves scattered by the grains. The results also show that the scattering regimes of ultrasonic waves depend heavily on the ratio of wavelength to average grain size, and are dominated by grains of extraordinarily large size along the wave propagation path.
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福島の環境回復に向けた取り組み,3; 環境放射線モニタリング調査・評価技術の開発
眞田 幸尚
日本原子力学会誌, 59(7), p.418 - 422, 2017/07
東京電力福島第一原子力発電所事故後行われてきた環境中での放射線モニタリングについて概説するとともに、代表的なモニタリングの結果例である有人ヘリコプターを用いた航空機モニタリング及び人手でサーベイメータを用いて行われている地上モニタリングについて紹介し、相互比較を行った例を示す。また、新たな技術開発例として無人機の活用例と課題について説明する。
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EBSD解析によるステンレス鋼の疲労損傷検出; EBSDパターンクオリティの適用性
黒田 雅利*; 釜谷 昌幸*; 山田 輝明*; 秋田 貢一
日本機械学会論文集(インターネット), 83(852), p.17-00072_1 - 17-00072_7, 2017/07
これまでに、電子後方散乱回折(EBSD)測定により得られる結晶方位データを解析することで得られる平均局所方位差(Averaged Local Misorientation, Mave)(Kamaya, 2009)とオーステナイト系ステンレス鋼の低サイクル疲労の損傷量との間に相関があることを報告している。ここでは、実用上の観点から、Maveと、市販ソフトウエアで得られるイメージクオリティ(Image Quality: IQ)とを比較することで、IQの疲労損傷評価に対する適用性について検討し、各パラメータの有用性と特徴を明らかにした。また、X線回折(X-Ray Diffraction: XRD)測定も実施し、得られたXRDデータとIQ値分布とを比較することで、疲労損傷の蓄積に伴うIQ値分布の変化はすべり変形によりもたらされたことを示した。
94
Oxide-metal ratio dependence of central void formation of mixed oxide fuel irradiated in fast reactors
生澤 佳久; 前田 宏治; 加藤 正人; 宇埜 正美*
Nuclear Technology, 199(1), p.83 - 95, 2017/07
照射挙動解析コードの計算結果に基づき、高速実験炉常陽で照射されたB14照射試験燃料のPIE結果から得られた組織変化のO/M比依存性について評価した。解析の結果、定比組成の酸化物燃料の組織変化は、低O/M比の酸化物燃料と比べ燃料温度が低いにもかかわらず、組織変化が進展していた。これは、以下のように考えられる。第一に、定比組成の燃料は熱伝導が高いため、燃料温度が低下する。第二に高い酸素ポテシャルによりUO$$_{3}$$の蒸気圧が高くなり、ポア移動速度が速くなったものと考えられる。加えて、本解析結果は、中心空孔径は燃料温度だけでなく蒸気圧にも強く依存すること示した。
95
Chromaticity effects on head-tail instabilities for broadband impedance using two particle model, Vlasov analysis, and simulations
Chin, Y. H.*; Chao, A. W.*; Blaskiewicz, M. M.*; 菖蒲田 義博
Physical Review Accelerators and Beams (Internet), 20(7), p.071003_1 - 071003_18, 2017/07
ビームが、加速器の構造物を通過すると電磁場(ウェイク)が立ち、それがビームに影響を及ぼす。今回は、短時間でウェイクが減衰する単バンチビームの不安定性の理論とシミュレーションの考察を行った。理論的アプローチには、ビームを2粒子で単純化した2粒子モデルとVlasov方程式を使ったより精密なものが知られている。ウェイクとして、ビームの内部だけ一定値をとる台形波を仮定すると、どちらの理論的アプローチでも、不安定なビームの振幅増大率は、ウェイクの強度とビームの色収差を共に無次元化した量のみの関数で一般的に記述できること証明し、理解を進めた。さらに、粒子シミュレーションでも裏付けをした。ウェイクを台形波で近似するのは、大胆に思われるが、一般のウェイクでもバンチ内に限れば、ほぼ台形的な振る舞いをする。実際、より複雑なLEPのインピーダンスモデルを入力にビーム振幅の増大率をVlasov方程式を解いて求めると、この台形波をフーリエ変換して求めたインピーダンスを入力にして求めたビーム振幅の増大率とほぼ同じ振る舞いをすることが確認できた。
96
Magnetic structure and dispersion relation of the $$S$$=1/2 quasi-one-dimensional Ising-like antiferromagnet BaCo$$_{2}$$V$$_{2}$$O$$_{8}$$ in a transverse magnetic field
松田 雅昌*; 大西 弘明; 奥谷 顕*; Ma, J.*; Agrawal, H.*; Hong, T.*; Pajerowski, D. M.*; Copley, J. R. D.*; 奥西 巧一*; 森 道康; et al.
Physical Review B, 96(2), p.024439_1 - 024439_8, 2017/07
BaCo$$_{2}$$V$$_{2}$$O$$_{8}$$ consists of Co chains, in which Co$$^{2+}$$ ion carries a fictitious spin $$frac{1}{2}$$ with Ising anisotropy. We performed elastic and inelastic neutron scattering experiments in BaCo$$_{2}$$V$$_{2}$$O$$_{8}$$ in magnetic field perpendicular to the $$c$$ axis which is the chain direction. With applying magnetic field along the $$a$$ axis at 3.5 K, the antiferromagnetic order with the easy axis along the $$c$$ axis, observed in zero magnetic field, is completely suppressed at 8 T, while the magnetic field gradually induces an antiferromagnetic order with the spin component along the $$b$$ axis. We also studied magnetic excitations as a function of transverse magnetic field. The lower boundary of the spinon excitations splits gradually with increasing magnetic field. The overall feature of the magnetic excitation spectra in magnetic field is reproduced by the theoretical calculation based on the spin $$frac{1}{2}$$ $$XXZ$$ antiferromagnetic chain model, which predicts that the dynamic magnetic structure factor of the spin component along the chain direction is enhanced and that along the field direction has clear incommensurate correlations.
97
Emergent Weyl fermion excitations in TaP explored by $$^{181}$$Ta quadrupole resonance
安岡 弘志; 久保 徹郎*; 岸本 恭来*; Kasinathan, D.*; Schmidt, M.*; Yan, B.*; Zhang, Y.*; 籐 秀樹*; Felser, C.*; Mackenzie, A. P.*; et al.
Physical Review Letters, 118(23), p.236403_1 - 236403_6, 2017/07
 被引用回数:1 パーセンタイル:21.98(Physics, Multidisciplinary)
$$^{181}$$Ta四重極共鳴(NQR)法を用いてワイル半金属TaPの微視的磁気特性を調べた。核スピン$$I$$=7/2のTa核におけるエネルギー準位の四極子分裂間の遷移に基づく3つのゼロ磁場NQR信号を見出した。四重極結合定数$$nu_Q$$= 19.250MHz、および電場勾配の非対称パラメータ$$eta$$= 0.423は理論計算とよく一致する。磁気励起を調べるために、$$f_2$$線($$pm 5/2 leftrightarrow pm 3/2$$遷移)のスピン格子緩和率($$1/T_1T$$)の温度依存性を測定した。異なる緩和プロセスを有する2つの領域が存在することを見出した。$$T$$*$$approx$$30K以上においては、温度に依存する軌道超微細結合とワイルノードによる磁気励起に起因する($$1/T_1T)propto T^2$$の振る舞いが見出された。$$T$$*の下では、緩和は、($$1/T_1T$$)=定数のKorringaプロセスによって主に支配されるが、我々の実験データを再現するためには$$T^{-1/2}$$の依存性を含まなければならない。我々は、Ta-NQRがバルクワイルlフェルミオンとそれらの励起のための新規プローブであることを示す。
98
Spin-orbital correlated dynamics in the spinel-type vanadium oxide MnV$$_{2}$$O$$_{4}$$
松浦 慧介*; 佐賀山 基*; 上原 周*; 新居 陽一*; 梶本 亮一; 蒲沢 和也*; 池内 和彦*; Ji, S.*; 阿部 伸行*; 有馬 孝尚*
Physical Review Letters, 119(1), p.017201_1 - 017201_6, 2017/07
 パーセンタイル:100(Physics, Multidisciplinary)
We investigate the magnetic dynamics in the spinel-type vanadium oxide MnV$$_2$$O$$_4$$. Inelastic neutron scattering around 10 meV and a Heisenberg model analysis have revealed that V$$^{3+}$$ spin-wave modes exist at a lower-energy region than previously reported. The scattering around 20 meV cannot be reproduced with the spin-wave analysis. We propose that this scattering could originate from the spin-orbital coupled excitation. This scattering is most likely attributable to V$$^{3+}$$ spin-wave modes, entangled with the orbital hybridization between $$t_{2g}$$ orbitals.
99
Verification of probabilistic fracture mechanics analysis code PASCAL through benchmark analyses with FAVOR
Li, Y.; 宇野 隼平*; 勝山 仁哉; Dickson, T.*; Kirk, M.*
Proceedings of 2017 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2017) (CD-ROM), 8 Pages, 2017/07
Probabilistic fracture mechanics (PFM) analysis code PASCAL has been developed by the Japan Atomic Energy Agency to evaluate failure frequencies of Japanese reactor pressure vessels (RPVs) during pressurized thermal shock (PTS) events base on Japanese data and Japanese methods published for or prescribed in the Japanese regulations and standards. To verify this code, benchmark analyses were carried out with FAVOR code which was developed in United States and has been utilized in nuclear regulation. Through the benchmark analyses, the applicability of PASCAL in failure frequency evaluation of Japanese RPVs was confirmed with great confidence. The outline of PASCAL, the benchmark analysis conditions and results are provided in this paper.
100
Probabilistic fracture mechanics analysis models for Japanese reactor pressure vessels
Lu, K.; 勝山 仁哉; 宇野 隼平; Li, Y.
Proceedings of 2017 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2017) (CD-ROM), 8 Pages, 2017/07
Probabilistic fracture mechanics (PFM) analysis code PASCAL has been developed by Japan Atomic Energy Agency for structural integrity assessments of reactor pressure vessels (RPVs) by considering the inherent probabilistic distributions of various influence factors. For practical applications, several evaluation models are improved, and have been implemented into the current PASCAL code. In this paper, the improvements of PASCAL are introduced firstly, such as the evaluation method for underclad cracks, treatments of the complicated welding residual stress distribution, and evaluation models for the warm pre-stressing effect. In addition, the effects of these improvements on failure probability or failure frequency of RPVs are investigated by performing PFM analyses for domestic RPVs using PASCAL. From the analysis results, the effects of the improved evaluation models are discussed.
101
Guideline on probabilistic fracture mechanics analysis for Japanese reactor pressure vessels
勝山 仁哉; 小坂部 和也*; 宇野 隼平; Li, Y.; 吉村 忍*
Proceedings of 2017 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2017) (CD-ROM), 9 Pages, 2017/07
確率論的破壊力学(PFM)に基づく構造健全性評価手法は、経年劣化に関連する様々な因子の確率分布を考慮して原子炉圧力容器(RPV)の破損頻度を評価できる合理的な手法である。我々は、中性子照射脆化や加圧熱衝撃事象(PTS)を考慮してRPVの破損頻度を評価するPFM解析コードPASCALを開発してきた。また我々は、国内におけるPFMの適用性向上を図るため、破壊力学に関する知識を有する解析者がそれを参照することでPFM解析を行い亀裂貫通頻度を評価できるよう、標準的解析要領を整備した。本要領は、本文、解説及び付属書で構成されており、PFM解析に関する技術的根拠や最新知見が取りまとめられたものになっている。本論では、本要領の概要について述べるとともに、本要領とPTS評価に関する国内データベースに基づき得られた国内モデルRPVに対する破損頻度の評価結果について述べる。
102
A Study for evaluating local damage to reinforced concrete panels subjected to oblique impact of deformable projectile
西田 明美; 太田 良巳*; 坪田 張二; Li, Y.
Proceedings of 2017 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2017) (CD-ROM), 10 Pages, 2017/07
剛飛翔体の衝突に伴う構造物の局部破壊については、その破壊様式に応じて 多くの評価式が提案されている。既往の評価式は、構造物に対して垂直に衝突する実験から導かれた実験式が主であり、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、実験結果およびシミュレーション結果に基づき斜め衝突に対する評価式を提案することを目的とする。本論文では、既往の衝撃実験結果のシミュレーション解析により妥当性が確認されたシミュレーション手法を用いて、柔飛翔体の斜め衝突を受ける鉄筋コンクリート版の局部損傷シミュレーションを実施し、衝突角度の違いによる局部損傷の低減効果について得られた知見を報告する。
103
Closed-form stress intensity factor solutions for deep surface cracks in cylinders subjected to global bending
東 喜三郎*; Li, Y.; 長谷川 邦夫; Shim, D. J.*
Proceedings of 2017 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2017) (CD-ROM), 7 Pages, 2017/07
Materials made of alloy 82/182/600 used in pressurized water reactors are known to be susceptible to primary water stress corrosion cracking. The depth, ${it a}$, of flaws due to primary water stress corrosion cracking can be larger than the half of crack length ${it c}$, which is referred to as cracks with large aspect ratios. The stress intensity factor solution for cracks plays an important role to predict crack propagation and failure. However, Section XI of the ASME Boiler and Pressure Vessel Code does not provide the solutions for cracks with large aspect ratios. This paper presents the stress intensity factor solutions for circumferential surface cracks with large aspect ratios in cylinders under global bending loads. Finite element solutions were used to fit closed-form equations with influence coefficients ${it G}$gb. The closed-form solutions for coefficient ${it G}$gb were developed at the deepest points and the surface points of the cracks with aspect ratios ranged from 1.0 to 8.0.
104
Study on the relationship between interaction factors and stress intensity factor for elliptical flaws
東 喜三郎*; Li, Y.; 長谷川 邦夫
Proceedings of 2017 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2017) (CD-ROM), 6 Pages, 2017/07
The interaction of multiple flaws in close proximity to one another may increase the stress intensity factor of the flaw in structures and components. This interaction effect is not distributed uniformly along the crack front. For instance, the strongest interaction is generally observed at the point closest to a neighboring flaw. For this reason, the closest point shows a higher value of the stress intensity factor than all other points in some cases, even if the original value at the point of the single flaw is relatively low. To clarify the condition when the closest point shows the maximum stress intensity factor, we investigated the interaction of two equal elliptical flaws in an infinite model subjected to remote tension loading. The stress intensity factor of the elliptical flaws was obtained be performing finite element analysis of a linear elastic solid. The results indicated that the interaction factors along the crack front can be expressed by a simple empirical formula. Finally, we show the relationship between geometrical features of the flaw and the stress intensity factor at the closest point.
105
Closed-form stress intensity factor solutions for deep surface cracks in plates
東 喜三郎*; Li, Y.; 長谷川 邦夫; Xu, S.*
Proceedings of 2017 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2017) (CD-ROM), 9 Pages, 2017/07
Materials made of alloy 82/182/600 used in light-water reactors are known to be susceptible to stress corrosion cracking. It is known that the depth ${it a}$ of some cracks due to primary water stress corrosion cracking is larger than the half of crack length ${it c}$. The stress intensity factor solution for cracks plays an important role to predict crack propagation and failure. However, Section XI of the ASME Boiler and Pressure Vessel Code does not provide the solutions for cracks with large aspect ratios. In this study, closed-form stress intensity factor influence coefficients for deep surface cracks in plates are discussed. The crack tip stress distribution was represented by a fourth degree polynomial equation. Influence coefficient tables obtained by using finite element analysis in previous studies were used for curve fitting. The closed-form solutions for the coefficient were developed at the surface points, the deepest points, and the maximum points of the cracks with aspect ratios ranged from 1.0 to 8.0.
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Experimental demonstration of failure modes on bellows structures subject to internal pressure
安藤 勝訓; 矢田 浩基; 月森 和之; 一宮 正和*; 安濃田 良成*
Proceedings of 2017 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2017) (CD-ROM), 11 Pages, 2017/07
本研究では、設計基準を超えた状況におけるベローズ構造の限界圧力評価法を開発するためベローズ構造の耐圧破壊試験と有限要素解析を行った。内圧試験は、室温下でベローズ試験体に加圧された水を供給することにより行い、漏えいが観察されるまで加圧した。ガードパイプ付き0.5mm厚ベローズ試験体の最大圧力はガードパイプなしの試験体の最大圧力よりも大きく、ベローズ構造が大きく膨らみ延性破損が観察された。一方、0.5mm厚のガードパイプなしの試験体では、ベローズの初期設定条件にかかわらず、局部破損が確認された。1.0mmの厚さのベローズ試験体では、1層および2層ベローズの両方で延性破損が観察された。すべての試験で得られた最大圧力は、EJMA標準によるインプレーン不安定性に基づく設計圧力の制限の推定結果より約10倍大きかった。しかし、試験で確認された3つの破壊モードは、複雑な変形挙動を伴うため通常の有限要素法解析で模擬することは難しくため、いくつかの限界圧力の評価手順を適用し試験結果の対比を整理した。
107
Failure mode of ED and AD type head plates subject to convex side pressure
矢田 浩基; 安藤 勝訓; 月森 和之; 一宮 正和*; 安濃田 良成*
Proceedings of 2017 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2017) (CD-ROM), 8 Pages, 2017/07
FBRの1次冷却材と2次冷却材とのバウンダリを構成する中間熱交換器の鏡板は、重大事故シナリオの検討において重要な部位である。本研究では、重大事故シナリオの検討に資する鏡板の限界圧力評価法を開発するために、2種類の鏡板に対して、中高面に圧力を負荷した限界圧力試験及びFEA解析を行った。その結果、中高面に圧力を受ける鏡板の破損モードは、変形による鏡板端部での曲げ及び曲げ戻し挙動によって引き起こされる周方向の板厚貫通亀裂であることが明らかとなった。
108
Verification methodology and results of probabilistic fracture mechanics code PASCAL
眞崎 浩一; 宮本 裕平*; 小坂部 和也*; 宇野 隼平*; 勝山 仁哉; Li, Y.
Proceedings of 2017 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2017) (CD-ROM), 7 Pages, 2017/07
国内の原子炉圧力容器を対象とした加圧熱衝撃事象時の破損頻度評価を行うため、確率論的破壊力学(PFM)解析コードPASCALが整備されている。一般的に、PFM解析コードは試験との比較等を通じた機能確認を行うことができないことから、その信頼性確認は困難である。本論文では、PFM解析コードの信頼性確認に係る方法を示すとともに、解析コードに含まれた確率変数、アルゴリズムや解析機能に関する検証を実施し、解析コードの有効性を明らかにした。
109
Core seismic experiment and analysis of full scale single model for fast reactor
山本 智彦; 北村 誠司; 岩崎 晃久*; 松原 慎一郎*; 岡村 茂樹*
Proceedings of 2017 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2017) (CD-ROM), 10 Pages, 2017/07
高速炉の地震時における炉心群振動挙動を把握するため、炉心の流体構造連成、鉛直方向変位(跳び上がり)を含めた地震時炉心の3次元群振動挙動を評価するための炉心耐震解析手法を構築した。また、実寸大単体、1/1.5縮尺群体系、1/1.5縮尺列体系、1/2.5縮尺多数体系と、段階的に検証データを取得するための振動試験を実施し、開発した3次元炉心群振動解析コード(REVIAN-3D)の比較検証を実施した。本論文は、実寸大単体試験の結果及びこの試験結果を用いた炉心耐震解析手法の検証結果をまとめたものである。高速炉炉心は、下部支持板に自立した数百の炉心構成要素で構成されており、それぞれは微小な隙間を持って流体中に配置されている。炉心構成要素は熱伸びとスウェリングの影響を回避するため、鉛直方向変位を拘束するための支持を持っていない。近年、日本では想定される地震動が大きくなり、鉛直方向の地震動が重力加速度を超えることで、炉心構成要素の鉛直方向変位(跳び上がり)と水平方向変位を同時に考慮する必要が生じた。この3次元振動挙動は、周囲冷却材からの流体力や周囲構造物との干渉の影響を受ける。
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Fracture toughness evaluation of neutron-irradiated reactor pressure vessel steel using miniature-C(T) specimens
Ha, Y.; 飛田 徹; 高見澤 悠; 西山 裕孝
Proceedings of 2017 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2017) (CD-ROM), 5 Pages, 2017/07
圧力容器鋼の破壊靱性評価へのミニチュアC(T)試験片の適用性を調べるため、中性子照射された圧力容器鋼材のシャルピー試験片からミニチュアC(T)試験片を加工するとともに破壊靱性試験に供し、参照温度$$T_{o}$$を評価した。その結果、ミニチュアC(T)試験片で得られる$$T_{o}$$は疲労予亀裂入りシャルピー型破壊靭性試験片から得られる値とよく一致すること、ミニチュアC(T)試験片から得られる1T-C(T)相当の破壊靱性値のばらつきは疲労予亀裂入りシャルピー型破壊靭性試験片等から得られるものと大差が無いこと、参照温度$$T_{o}$$とシャルピー吸収エネルギー41Jレベルの延性脆性遷移温度の関係は、米国データのばらつきの範囲内にあることが明らかになった。
111
Development and validation of evaluation method on hypothetical total instantaneous flow blockage in sodium-cooled fast reactors and its application to a middle size SFR
深野 義隆
Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 10 Pages, 2017/07
既往研究では、SAS4Aコードを用いた仮想的燃料集合体入口瞬時完全閉塞(HTIB)事象の評価が実施されているが、本研究ではSAS4Aコードに出力制御系モデルを追加するとともに、改良したSAS4Aコードを用いて「もんじゅ」のHTIB事象の評価を実施した。出力制御系を考慮した結果、出力領域中性子束高、または遅発中性子検出法によって原子炉は安全にシャットダウンされることを明らかにした。したがって、既往研究におけるHTIB事象の影響は流量減少時反応度抑制機能喪失事象と比較して非常に小さいという結論が本研究によって強く支持された。さらに、本研究では、HTIB事象を模擬した炉内試験を用いてSAS4Aコードの妥当性確認を行った。これによってSAS4AコードをHTIB事象の影響評価に適用することの妥当性がさらに高められた。
112
Development of the severe accident evaluation method on second coolant leakages from the PHTS in a loop-type sodium-cooled fast reactor
山田 文昭; 今泉 悠也; 西村 正弘; 深野 義隆; 有川 晃弘*
Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 10 Pages, 2017/07
ループタイプ・ナトリウム冷却高速原型炉の設計基準事故(DBA)を超える除熱機能喪失の一つとして、2箇所の1次冷却材漏えいによる原子炉容器液位確保機能喪失(LORL)のシビアアクシデント(SA)評価手法を開発した。2ヶ所の1次冷却材漏えいは、DBAの出力運転中の1ヶ所の1次冷却材漏えいに伴う原子炉停止後の低温停止中に、別ループの1次冷却系配管において2ヶ所目の漏えいが発生し、過度に原子炉容器(RV)液位が低下し、LORLに至る可能性がある。本論文では、想定される漏えい部位の組合せから、厳しいRV液位となる代表事故シーケンスの選定、RVへの冷却材ナトリウムの汲み上げ、1次主冷却系のサイフォンブレークによるRV内冷却材ナトリウムの汲み出し停止の液位確保策、RV液位を過度計算するプログラム、液位計算プログラムを用いた代表事故シーケンスのRV液位挙動を示した。評価の結果、DBAを超える2ヶ所の1次冷却材漏えいに対して、2ヶ所目漏えいに対する液位確保策により崩壊熱除去運転に必要なRV液位が確保され、除熱機能喪失を防止できることを明らかにした。
113
Improvement of probabilistic fracture mechanics analysis code PASCAL-SP with regard to primary water stress corrosion cracking
真野 晃宏; 山口 義仁; 勝山 仁哉; Li, Y.
Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 7 Pages, 2017/07
亀裂を有する原子力構造物の健全性評価には、決定論的な破壊力学に基づく手法が用いられている。一方で、影響因子の不確実性の考慮及び構造物の破損確率の定量評価が可能であるという理由から、確率論的破壊力学(PFM)に基づく手法の実用性が期待されている。原子力機構ではこれまでに、沸騰水型原子炉水質環境中における粒界型応力腐食割れや疲労等の経年劣化事象を考慮した原子力配管系の破損確率の評価を目的として、PFM解析コードPASCAL-SPの開発を進めてきた。近年国内では加圧水型原子炉一次系水質環境中応力腐食割れ(PWSCC)に起因する亀裂がニッケル合金溶接部において確認されていることから、その構造健全性評価が重要となっている。本論文は、PWSCCを考慮した一次系配管の評価を目的としたPASCAL-SPの改良について示すものである。PWSCCに関連する確率論的評価モデルとして、亀裂の発生、進展及び非破壊検査による亀裂の検出等のモデルを整備した。また、応力拡大係数の計算精度の向上を図った。評価事例としてPWSCCに起因する周方向及び軸方向亀裂を有するニッケル合金溶接部を対象とした破損確率の評価を示した。加えて、非破壊検査が破損確率に及ぼす影響を評価した。評価結果を踏まえて、改良したPASCAL-SPがPWSCCを考慮した一次系配管の破損確率評価に有用であると結論付けた。
114
Biaxial-EDC test attempts with pre-cracked zircaloy-4 cladding tubes
Li, F.; 三原 武; 宇田川 豊; 天谷 政樹
Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 6 Pages, 2017/07
The failure behavior of cladding tube was investigated by using the improved EDC test apparatus. Cold-worked, stress-relieved and recrystallized Zircaloy-4 tubes with a pre-crack were used as test specimens: this pre-crack simulated the crack which is considered to form in the hydride rim of high-burnup fuel cladding at the beginning of PCMI failure. In the EDC test, a tensile stress in axial direction was applied and displacement-controlled loading was performed to keep the strain ratio of axial/hoop as a constant. The data of cladding deformation had been achieved in the range of strain ratio of 0, 0.25, 0.5 and 0.75 and pre-crack depth of 41-87 micrometers. Failures in hoop direction were observed in all the tested samples, and a general trend that higher strain ratio and deeper crack depth lead to lower failure limit in hoop direction could be seen. Different crack propagation mode was observed between recrystallized and stress relieved and cold worked samples.
115
High temperature oxidation of Zry-4 in oxygen-nitrogen atmospheres
Negyesi, M.; 天谷 政樹
Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 10 Pages, 2017/07
Zry-4 fuel cladding tubes were exposed in mixtures of oxygen and nitrogen at temperatures of 800-1380 $$^{circ}$$C. The influence of various flow rates of oxygen and nitrogen as well as specimen height on the weight gain was examined. The overall weight gain was substantially affected by both the applied flow rates and the height of specimens. The oxidation kinetics in air was assessed based on the results of weight gain measurements. A transition in the kinetics was observed at 800 and 1000 $$^{circ}$$C. The kinetics in the post-transient regimes was rather accelerated than linear. The equation proposed in this study for air condition was in good agreement with the Leistikow-Berg correlation and the Baker-Just correlation. Prior $$beta$$-phase shrinked when the oxide scale along with the $$alpha$$-Zr(O) layer progressed. Eventually, both the specimen plastic strain and maximum load decreased due to the shrinkage and increasing embrittlement of the prior $$beta$$-phase.
116
A Study for evaluating local damage to RC panels subjected to oblique impact, 1; A Study for evaluating local damage caused by oblique impact of rigid projectiles
太田 良巳*; 西田 明美; 坪田 張二; Li, Y.
Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 6 Pages, 2017/07
剛飛翔体の衝突に伴う構造物の局部破壊については、その破壊様式に応じて多くの評価式が提案されている。既往の評価式は、対象構造物に対して垂直に衝突する実験から導かれた実験式が主であり、斜め衝突に関する研究はこれまでほとんど行われていないのが現状である。そこで本研究では、実験結果およびシミュレーション結果に基づき斜め衝突による局部損傷の評価式を提案することを目的とする。本稿では、既往の斜め衝突実験結果をもとに既往の垂直衝突実験式である修正NDRC式を修正し、剛飛翔体の斜め衝突による局部損傷の新たな評価式を提案する。
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A Study for evaluating local damage to reinforced concrete panels subjected to oblique impact, 2; Simulation analysis of the experimental results of local damage caused by impact of deformable projectiles
西田 明美; 太田 良巳*; 坪田 張二; Li, Y.
Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 8 Pages, 2017/07
剛飛翔体の衝突に伴う構造物の局部破壊については、その破壊様式に応じて多くの評価式が提案されている。既往の評価式のほとんどは、構造物に対して垂直に衝突する実験から導かれた実験式が主であり、斜め衝突に関する研究はほとんど行われていない。そこで本研究では、実験結果およびシミュレーション結果に基づき斜め衝突に対する評価式を提案することを目的とする。本稿では、柔飛翔体による既往局部損傷実験結果のシミュレーションによる再現解析の結果について述べる。解析結果と実験結果は良好な一致を示しており、今回用いたシミュレーション解析手法は妥当であることを確認した。また、衝突後の柔飛翔体の内部エネルギーは全体エネルギーの60%程度を占めており、衝撃力とその結果生じる損傷が剛飛翔体と比較して低減される可能性を示唆している。
118
A Study for evaluating local damage to reinforced concrete panels subjected to oblique impact, 3; Simulation analysis for evaluating perforation phenomena caused by oblique impact of deformable projectiles
坪田 張二; 太田 良巳*; 西田 明美; Li, Y.
Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 7 Pages, 2017/07
飛翔体の衝突に伴う構造物の局部破壊については、その破壊様式に応じて多くの評価式が提案されている。既往の評価式は、構造物に対して垂直に衝突する実験から導かれた実験式が主であり、斜め衝突に関する研究はほとんど行われていない。そこで本研究では、実験結果およびシミュレーション結果に基づき斜め衝突に対する評価式を提案することを目的とする。本稿では、柔飛翔体の垂直衝突および斜め衝突によるRC板の局部損傷、特に貫通現象に着目したシミュレーション解析を実施した結果について述べる。得られた結果より、垂直衝突とななめ衝突の衝撃応答特性の違いについて議論する。
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Verification of probabilistic fracture mechanics analysis code PASCAL
Li, Y.; 勝又 源七郎*; 眞崎 浩一*; 林 翔太郎*; 板橋 遊*; 永井 政貴*; 鈴木 雅秀*; 関東 康祐*
Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 10 Pages, 2017/07
原子力機構では確率論的破壊力学解析コードPASCALを開発している。本研究では、産業界、大学及び研究所で構成するワーキンググループを設置し、解析コードの確率変数、解析機能及び解析フローに関する検証を実施した。一年の活動を通じて、PASCALの信頼性が確認された。
120
Fluid dynamic analysis on hydrogen deflagration in vertical flow channel with annular obstacles
松本 俊慶; 佐藤 允俊; 杉山 智之; 丸山 結
Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 6 Pages, 2017/07
Hydrogen combustion including deflagration and detonation could become a significant threat to the integrity of containment vessel or reactor building in a severe accident of nuclear power stations. In the present study, numerical analyses were carried out for the ENACCEF No.153 test to develop computational techniques to evaluate the flame acceleration phenomenon during the hydrogen deflagration. This experiment investigated flame propagation in the hydrogen-air premixed gas in a vertical channel with flow obstacles. The reactingFoam solver of the open source CFD code, OpenFOAM, was used for the present analysis. Nineteen elementary chemical reactions were considered for the overall process of the hydrogen combustion. For a turbulent flow, renormalization group (RNG) k-e two-equation model was used in combination with wall functions. Three manners of nodalization were applied and its influences on the flame propagation acceleration were discussed.
121
Development of probabilistic risk assessment methodology of decay heat removal function against combination hazard of low temperature and snow for sodium-cooled fast reactors
西野 裕之; 山野 秀将; 栗坂 健一
Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 10 Pages, 2017/07
A Probabilistic Risk Assessment (PRA) should be performed not only for earthquake and tsunami which are major natural events in Japan, but also for other natural external hazards. However, PRA methodologies for other external hazards and their combination have not been sufficiently developed. This study is intended to develop PRA methodology for a combination of low temperature and snow for a Sodium-cooled Fast Reactor (SFR) that uses the ambient air as its ultimate heat sink for decay heat removal under accident conditions. Annual excess probabilities of low temperature and of snow are statistically estimated based on the meteorological records of low temperature, snow depth and daily snowfall depth. To identify core damage sequence, an event tree was developed by considering the impact of low temperature and snow on decay heat removal systems (DHRSs), e.g., plugged intake and/or outtake for the DHRS and for the emergency diesel generator (EDG), unopenable door on the access routes due to accumulated snow, failure of the intake filters due to accumulated snow, possibility of freezing of the water in cooling circuits. Recovery actions (i.e., snow removal and filter replacement) to prevent loss of DHRS function were also considered in developing the event tree. Furthermore, considering that a dominant contributor to snow risk can be failure of snow removal around the intake and outtake induced by loss of the access routes, this study has investigated effects of electric heaters installed around the intake and outtake as an additional countermeasure. By using the annual excess probabilities and failure probabilities, the event tree was quantified. The result showed that a dominant core damage sequence is failure of the electric heaters and loss of the access routes for snow removal against the combination hazard at daily snowfall depth of 2 m/day, duration time (snow and low temperature) of 1 day.
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Development of probabilistic risk assessment methodology of decay heat removal function against combination hazards of strong wind and rainfall for sodium-cooled fast reactors
山野 秀将; 西野 裕之; 栗坂 健一
Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 12 Pages, 2017/07
本論文では、強風と降雨の重畳ハザードに対する確率論的リスク評価(PRA)手法について述べる。この重畳ハザードPRAでは、ハザード曲線を最大瞬間風速、1時間降水量、降雨継続時間について評価された。シナリオ分析により、強風と降雨の重畳ハザードから起こりうる事象シーケンスを導き出した。その事象シーケンスは、雨水液滴の繰返し接触による伝熱管疲労破損による補助冷却設備の機能喪失で特徴づけられた。この状況が起こるのは、強風起因の飛来物が空気冷却器雨どいに衝突して雨どい破損後に雨水液滴が侵入することが考えられる。この事象シーケンスは重畳ハザードによる機器破損を考慮するイベントツリーに取り入れた。最後に、離散的なハザード発生頻度に条件付除熱失敗確率を乗じて合計すると炉心損傷頻度が求められ、10$$^{-7}$$/yearのオーダーの結果を得た。支配的なシーケンスは飛来物による燃料タンク破損後に飛来物による補助冷却設備破損であった。支配的なハザードは最大瞬間風速40-60m/s、1時間降水量20-40mm/h、降雨継続時間0-10時間であった。
123
Analysis of fast reactor fuel irradiation behavior in the MA recycle system
小澤 隆之
Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 8 Pages, 2017/07
廃棄物減容・有害度低減に向けたマイナーアクチニド(MA)リサイクルシステムにおいて、再処理で分離されたMAはプルトニウム(Pu)やウラン(U)とともに混合酸化物(MOX)として高速炉で照射される。このような将来のリサイクルシステムでのMA含有率は約5wt.%となることが想定され、MAがMA含有MOX燃料の照射挙動に影響を及ぼすことが考えられる。MA含有による主な影響は燃料温度や被覆管応力の増加で、MA含有MOX燃料の照射挙動のうち、燃料組織変化、再分布、He生成及び被覆管腐食が重要であると考えられる。本研究では、常陽で実施した高Am含有MOX照射試験であるB8-HAMの結果を用い、MA含有MOX燃料の照射挙動を評価するために燃料物性や解析モデルを組み込んだCEPTAR.V2で照射挙動を評価した。その結果、Am含有MOX燃料の照射挙動を精度よく解析でき、Am含有による影響が明らかとなった。
124
HEPA filter clogging and volatile material release under solvent fire accident in fuel reprocessing facility
大野 卓也; 渡邊 浩二; 田代 信介; 天野 祐希; 阿部 仁
Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 7 Pages, 2017/07
福島第一原子力発電所事故以降、重大事故に対する対応策が日本における原子力施設の認可要件として求められている。セル内溶媒火災は重大事故の一つとして定義された。溶媒が燃焼すると煤を含むエアロゾルが発生する。これらは、換気系HEPAフィルタを目詰まらせ、差圧の上昇によって破損を生じさせる可能性がある。さらに、火災は、HEPAフィルタを通過する揮発性を有するガス状の放射性物質を放出させる可能性もある。これらの現象は、施設が有する閉じ込め機能の健全性及び公衆の被ばくを評価する上で重要である。我々は、溶媒火災に伴う目詰まり挙動とエアロゾルの放出挙動及び揮発性物質の放出挙動に着目して検討を行ってきた。本報告では、最近の研究における試験データと評価結果を報告する。
125
Development of security and safety fuel for Pu-burner HTGR, 5; Test and characterization for ZrC coating
植田 祥平; 相原 純; 後藤 実; 橘 幸男; 岡本 孝司*
Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 4 Pages, 2017/07
プルトニウム燃焼高温ガス炉に用いるセキュリティ強化型安全(3S-TRISO)燃料においては、イットリア安定化ジルコニア(YSZ)を不活性母材とするPuO$$_{2}$$-YSZ燃料核へ、遊離酸素ゲッターの特性を有する炭化ジルコニウム(ZrC)を直接被覆する。2015年度より開始した模擬のYSZ粒子への臭化物化学蒸着法に基づくZrC被覆試験の結果、粒子装荷量100gの条件において被覆層厚さ約18から21$$mu$$mのZrC層の被覆に成功した。また、走査型電子顕微鏡(STEM)を通じて、臭化物法の原料ガスによるYSZ表面の劣化は観察されなかった。
126
Uncertainty analysis for source term evaluation of high temperature gas-cooled reactor under accident conditions; Identification of influencing factors in loss-of-forced circulation accidents
本多 友貴; 佐藤 博之; 中川 繁昭; 大橋 弘史
Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 9 Pages, 2017/07
近年、社会的ニーズである確率論的リスク評価実施に向けて、不確実さ評価の重要性が高まっている。本研究では、高温ガス炉で想定される減圧事故に制御棒挿入失敗が重畳した事象を対象とした不確実さ評価手法の確立を目指した検討を進めており、ソースターム評価に影響を及ぼす燃料温度評価の不確実さの定量化を目指している。本論文では、そのはじめとして、不確実評価の入力値となる重要因子選定手順を提案するとともに変動パラメータの系統的な導出及び当該変動パラメータが保有する不確実さ抽出の結果について報告する。
127
ROSA/LSTF test on nitrogen gas behavior during reflux cooling in PWR and RELAP5 post-test analysis
竹田 武司; 大津 巌
Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 11 Pages, 2017/07
An experiment focusing on nitrogen gas behavior during reflux cooling in a PWR was performed with the LSTF. The test conditions were made such as the constant core power of 0.7% of the volumetric-scaled PWR nominal power and the primary pressure of lower than 1 MPa. The steam generator (SG) secondary-side collapsed liquid level was maintained at a certain liquid level above the SG tube height. Nitrogen gas was injected stepwise into each SG inlet plenum at a certain constant amount. The primary pressure and the SG U-tube fluid temperatures were greatly dependent on the amount of nitrogen gas accumulated in the SG U-tubes. Non-uniform flow behavior was observed among the SG U-tubes with nitrogen gas ingress. The RELAP5/MOD3.3 code indicated remaining problems in the predictions of the primary pressure and the SG U-tube fluid temperatures after nitrogen gas inflow.
128
Source term analysis considering B$$_{4}$$C/steel interaction and oxidation during severe accidents
石川 淳; 塩津 弘之; 杉山 智之; 丸山 結
Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 7 Pages, 2017/07
The Japan Atomic Energy Agency (JAEA) is pursuing the development and application of the methodologies on fission product (FP) chemistry for source term analysis by using the integrated severe accident analysis code THALES2. In the present study, models for the eutectic interaction of boron carbide (B$$_{4}$$C) with steel and the B$$_{4}$$C oxidation were incorporated into THALES2 code and applied to the source term analyses for a boiling water reactor (BWR) with Mark-I containment vessel (CV). Two severe accident sequences with drywell (D/W) failure by overpressure initiated by loss of core coolant injection (TQUV sequence) and long-term station blackout (TB sequence) were selected as representative sequences. The analyses indicated that a much larger amount of species from the B$$_{4}$$C oxidation was produced in TB sequence than TQUV sequence. More than a half of carbon dioxide (CO$$_{2}$$) produced by the B$$_{4}$$C oxidation was predicted to dissolve into the water pool of the suppression chamber (S/C), which could largely influence pH of the water pool and consequent formation and release of volatile iodine species.
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Thermal-hydraulic analysis of fuel assembly with inner duct structure of an advanced loop-type sodium-cooled fast reactor using ASFRE code
菊地 紀宏; 今井 康友*; 吉川 龍志; 堂田 哲広; 田中 正暁; 大島 宏之
Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 12 Pages, 2017/07
先進ループ型ナトリウム冷却高速炉の設計検討において、高速炉の安全性向上のための方策の一つとしてFAIDUSと呼ばれる内部ダクトを有する燃料集合体の採用が検討されている。FAIDUSの設計実現性を確認するため、種々の運転条件下における熱流動評価が必要であり、本研究では、模擬燃料集合体を用いた試験を対象とした数値解析を通じ燃料集合体へのASFREコードの適用性を確認した後、内部ダクトのない燃料集合体とFAIDUSの熱流動解析を実施した。得られた結果からFAIDUS内に非対称な温度分布が生じず、FAIDUSの温度分布特性は内部ダクトのない燃料集合体と同様であることがわかった。特に、低流量条件において、浮力による局所的な流れの促進が流量再配分をもたらし、その影響により平坦な温度分布が形成されるとの知見を得た。
130
Measurements of two-phase pressure drop in a simulated debris bed
Nava, M.*; 伊藤 大介*; 齊藤 泰司*; 青柳 光裕; 神山 健司; 鈴木 徹*
Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 5 Pages, 2017/07
Two-phase flow through porous media should be well understood to develop a severe accident analysis code not only for light water reactor but also sodium cooled fast reactor (SFR). When a core disruptive accident occurs in SFR, the fuel inside the core become melted and interacts with the coolant. As a result, gas-liquid two-phase flow will be formed in the debris bed, which may have porous nature depending on the cooling process. Thus, as first step, the present work focuses on the characteristics of pressure drop in single and two-phase flows in different porous media conditions (porous size, liquid and gas flow velocity). In addition, in order to construct an experimental database, the measured pressure drop under different conditions was compared with existing correlations.
131
Splash during liquid jet impingement onto a horizontal plate
Zhan, Y.*; 大箭 直輝*; 榎木 光治*; 大川 富雄*; 大野 修司; 青柳 光裕; 高田 孝
Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 6 Pages, 2017/07
ナトリウム(Na)冷却高速炉におけるNa漏えい・燃焼時の熱影響を適切な信頼性確保しつつ解析評価するためには、漏えいNaの液滴量を物理的な観点から合理的に設定することが重要である。本研究では基礎実験として、下向きの水噴流を水平板に衝突させ、その際の液滴化率を計測した。計測の結果として液滴飛散率は、ウェーバー数と無次元衝突頻度の関数として定式化できることが示された。
132
Feasibility study of advanced measurement technology for solution monitoring at reprocessing plant; Dose rate measurement for the solution including Pu with FP
松木 拓也; 山中 淳至; 関根 恵; 鈴木 敏*; 安田 猛; 蔦木 浩一; 富川 裕文; 中村 仁宣; LaFleur, A. M.*; Browne, M. C.*
Proceedings of INMM 58th Annual Meeting (Internet), 8 Pages, 2017/07
東海再処理施設(TRP)では、高放射性廃液貯槽(HAW貯槽)で貯蔵している核分裂生成物(FP)を含んだ高放射性廃液(HALW)中に含まれるプルトニウム(Pu)量の監視を目的とした新たな検出器の開発を2015年から2017年までの計画で進めている。これによりHALW中のPu量をリアルタイムに監視することが可能となるため、国際原子力機関が長期課題として掲げている「より効果的・効率的な再処理施設の保障措置」に貢献することが可能となる。本計画の第2段階では、第3段階として予定しているHAW貯槽を格納しているセル内の放射線(中性子及び$$gamma$$線スペクトル)測定用検出器の遮へい設計及び設置位置の検討に必要なセル内の線量分布を調査するため、HAW貯槽セル内に設置しているガイドレール中の線量測定、及び線量分布のMCNPシミュレーション計算結果との比較を実施した。本論文では、セル内の線量測定結果、シミュレーション計算結果との比較により明らかとなったシミュレーションモデルの改良点、今後の展開について報告する。
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Exotic hadrons from heavy ion collisions
Cho, S.*; 兵藤 哲雄*; 慈道 大介*; Ko, C. M.*; Lee, S. H.*; 前田 沙織*; 宮原 建太*; 森田 健司*; Nielsen, M.*; 大西 明*; et al.
Progress in Particle and Nuclear Physics, 95, p.279 - 322, 2017/07
 パーセンタイル:100(Physics, Nuclear)
RHICやLHCでの検出器の性能向上により、高エネルギー重イオン衝突において基底状態だけでなく励起状態のハドロンも測定できるようになった。そこで、重イオン衝突はハドロン分子状態やマルチクォーク状態などのエキゾチックハドロンの新しい手法となる。エキゾチックハドロンの構造は量子色力学の基本的性質と関連しているので、これらを研究することはハドロン物理の最も精力的な話題の一つである。本レビューでは、重イオン衝突で測定できるようなエキゾチックハドロン候補の幾つかに対して、現在の理解をまとめる。
134
Calculation of fluence-to-effective dose conversion coefficients for the operational quantity proposed by ICRU RC26
遠藤 章
Radiation Protection Dosimetry, 175(3), p.378 - 387, 2017/07
国際放射線単位・測定委員会(ICRU)は、外部被ばく線量の測定に対し、防護量に基づいた新たなモニタリング量の提案を検討している。本研究では、その提案において、個人モニタリングのための個人線量当量の定義に必要な換算係数のデータセットを提供する。フルエンスから実効線量への換算係数を、光子, 中性子, 電子, 陽電子, 陽子, ミュー粒子, パイ中間子、そしてヘリウムイオンに対して計算した。換算係数は、放射線の入射角度が0$$^circ$$から90$$^circ$$までは15$$^circ$$間隔、また、180$$^circ$$、回転照射、等方照射、上半球等方照射、下半球等方照射の条件について計算し、表及びグラフで提供する。これらの換算係数は、ICRUが導入を検討している個人線量当量の定義とともに、個人線量計の設計や校正にも活用される。
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「レーザーのインフラ点検・補修への応用」特集号によせて
大道 博行
レーザー研究, 45(7), p.397 - 398, 2017/07
本特集号ではレーザーのインフラ保全、交換へのレーザー技術の可能性を紹介する。例えばトンネル、電力施設、原子力施設、などが対象である。関連するレーザー技術としてはリモートセンシング、その中のLIBS, LIDAR、レーザーと結びついた遠隔技術、表面クリーニング技術を順次紹介する。
136
レーザーとロボット技術の連携による福島第一原子力発電所廃止措置作業
川妻 伸二
レーザー研究, 45(7), p.413 - 417, 2017/07
2011年3月11日の東北地方太平洋沖地震による福島第一原子力発電所事故では、大量の放射性物質が、原子炉建屋内および環境中に放出され、原子炉建屋および原子炉建屋周辺は、高放射線環境になり、作業員が立入れないか、立入れても極めて短時間しか作業できない状況になった。緊急時対応作業では、作業員に代わって20台以上のロボットが投入されたが、一部のロボット等にはレーザー測域センサーなどが用いられた。今後の同発電所の廃炉では、より高放射線下で、今までに経験のない作業が必要となるため、様々なレーザー技術とロボット技術を融合させることが必要となる。レーザー測域センサーに加えて、レーザー診断やレーザー分析などが期待されるが、一方で高放射線環境下での使用のため、耐放射線性化や制御安定性のための課題もある。
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Bioaccessibility of Fukushima-accident-derived Cs in soils and the contribution of soil ingestion to radiation doses in children
高原 省五; 池上 麻衣子*; 米田 稔*; 近藤 均*; 石崎 梓; 飯島 正史; 島田 洋子*; 松井 康人*
Risk Analysis, 37(7), p.1256 - 1267, 2017/07
 パーセンタイル:100(Public, Environmental & Occupational Health)
The authors evaluated the bioaccessibility of radioactive cesium using the extraction test with 1N HCl and the physiologically based extraction test (PBET). The bioaccessibilitiy from the PBET was 5.3%, and the extractability by the tests with 1N HCl was 16%. The bioaccessibility was strongly correlated with the extractability. This result demonstrates that the extractability of 1N HCl can be used as a good predictor of the bioaccessibility by the PBET. We assessed the doses to the children from ingestion of soils through hand-to-mouth activity using a probabilistic approach based on the spatial distribution of radioactive cesium in Date city. The geometric mean of the annual committed effective doses to the children of age category 1 y and 5 y is 16 nSv and 8.8 nSv, respectively. Even if the children ingest a large amount of soils with relatively high contamination, the 95th percentile of the doses from this pathway is tens of nSv per year.
138
A Chemiluminescence sensor with signal amplification based on a self-immolative reaction for the detection of fluoride ion at low concentrations
久松 秀悟; 鈴木 伸一; 幸本 重男*; 岸川 圭希*; 山本 雄介*; 元川 竜平; 矢板 毅
Tetrahedron, 73(27-28), p.3993 - 3998, 2017/07
 パーセンタイル:100(Chemistry, Organic)
A sensory system incorporated with an amplification function was developed for detection of trace-level fluoride ions. This sensory system comprises two steps, namely, amplification, and chemiluminescence. These steps were linked with chemical reactions and were induced continuously. The process from amplification to chemiluminescence was accomplished in the system by using fluoride ions. The amplification was based on a self-immolative system, which permitted the detection of emissions even at low fluoride ion concentration for system in which chemiluminescence cannot be induced in the absence of fluoride ions. An optical ratio of the chemiluminescent compound and the amplifier was calculated for achieving efficient amplification.
139
Chemical misfit origin of solute strengthening in iron alloys
譯田 真人*; 都留 智仁; 香山 正憲*; 尾崎 泰助*; 澤田 英明*; 板倉 充洋; 尾方 成信*
Acta Materialia, 131, p.445 - 456, 2017/06
 パーセンタイル:100(Materials Science, Multidisciplinary)
多くの合金元素が転位芯と強い相互作用を示す一方、SiやPやCuなどのいくつかの元素では転位のパイエルスポテンシャルを低下させる。本研究では第一原理計算を用いて、"Easy-core"転位構造とそれらの合金元素が積層欠陥エネルギー表面の変化と強く相関があることを示した。さらに、相互作用エネルギーを用いて希薄合金の臨界分解せん断応力を推定し、実験とよく一致することを示した。
140
Ligand exchange adsorption and coordination structure of Pd on $$delta$$-MnO$$_{2}$$ in NaCl solution
田中 万也; 田中 雅人*; 渡邊 直子*; 徳永 紘平*; 高橋 嘉夫*
Chemical Geology, 460, p.130 - 137, 2017/06
 パーセンタイル:100(Geochemistry & Geophysics)
深海海洋底に存在する鉄マンガン団塊・クラストにはPdが海水に比べてかなり濃集していることが知られている。しかし、こうしたPdの濃集機構はこれまでほとんど研究されてこなかった。そこで本研究ではX線吸収微細構造法を用いて鉄マンガン団塊・クラストの主要構成物質であるマンガン酸化物へのPd吸着機構を調べた。その結果、海水を模擬したNaCl水溶液中では塩化物錯体(Cl配位)であるPdはマンガン酸化物表面に吸着する過程で酸素配位に変化することが明らかとなった。さらに、マンガン酸化物表面に吸着したPdは単核二座配位と二核二座配位の2種類の内圏型錯体を形成することが分かった。これら2種類の内圏型錯体の形成は密度汎関数理論を用いた量子化学計算の結果からも支持された。こうした内圏型錯体の形成は、マンガン酸化物-NaCl水溶液間のPd吸着実験から得られた分配係数が大きいことと調和的であると言える。
141
ベンチュリ管内の水-蒸気二相流挙動に関する研究
上澤 伸一郎; 堀口 直樹; 柴田 光彦; 吉田 啓之
第22回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(USB Flash Drive), 6 Pages, 2017/06
フィルタ付ベントシステムの1つとして、ベンチュリスクラバがある。日本国内では、福島第一原子力発電所事故後の新規制基準の施行以降、ベンチュリスクラバの導入が複数の原子力発電所で進められている。この性能は既存試験にて確認されているものの、近年の報告によれば、事故時には、既存試験で確認された運転条件範囲を逸脱する可能性が示唆されている。また放射性物質の除去性能がベンチュリ管内の水-蒸気二相流挙動に大きく影響されると考えられているものの、実験的にベンチュリ管内の水-蒸気二相流挙動を確認した例は少ない。本研究では、ベンチュリスクラバ内の二相流挙動を明らかにするため、ベンチュリ管内の水-蒸気ならびに水-空気の二相流挙動可視化実験を実施した。その結果、ベンチュリ管の縮小部のガス流速が増加するにつれて、縮小部の圧力が増加することで、スクラビング水の供給量は減少し、最終的に停止することが確認された。また、ベンチュリ管内の二相流挙動を可視化したところ、実機のベンチュリスクラバで想定される水供給口からの噴霧は確認されず、水供給口下流以降に形成された液膜流からの断続的な噴霧が確認された。このようにベンチュリスクラバ内の二相流挙動は実機で想定される二相流挙動とは異なることが示唆された。
142
実環境におけるベンチュリスクラバの除染性能に関する予測評価
堀口 直樹; 吉田 啓之; 上澤 伸一郎; 阿部 豊*
第22回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(USB Flash Drive), 4 Pages, 2017/06
ベンチュリスクラバは原子力発電所におけるフィルタ付ベントシステムの構成機器として導入されており、核分裂生成物を含む微小なエアロゾルを除去する役割がある。しかしながら、ベントシステムの運用時に想定されうる全ての圧力条件範囲において除染性能を予測する手法はない。そこで、本研究は、機構論的な流動解析コードをベースとした除染性能解析手法を構築し、これによって実環境で想定される流動及び除染性能に関する知見を得ることを目的とした。解析の結果、ベンチュリスクラバの入口圧力が下がるにつれ、ベンチュリスクラバ喉部での流入する気相の速度は抑制されること、自吸される液相速度は変化すること、除染係数は増減傾向となることがわかった。またエアロゾル径が大きくなるにつれ除染係数が増加することがわかった。
143
超深地層研究所計画における研究の歩み
笹尾 英嗣
原環センタートピックス, (122), p.4 - 12, 2017/06
原子力機構は、高レベル放射性廃棄物の地層処分事業と安全規制の両面を支えるため、地層処分技術に関する研究開発を進めてきた。このうち、東濃地科学センターでは、深地層の科学的研究(地層科学研究)の一環として、岐阜県瑞浪市において超深地層研究所計画を進めている。本報告では、本計画を中心に、これまでの経緯および成果、並びに研究開発の現状を紹介する。
144
3次元輸送計算コードMCNPを用いた森林除染による空間線量率の低減効果の検討
邉見 光; 山口 徹治; 武田 聖司; 木村 英雄
原子力バックエンド研究(インターネット), 24(1), p.3 - 14, 2017/06
福島第一原子力発電所の事故起源の放射性セシウムにより汚染された森林の除染に関して、居住区域における空間線量率の低減が顕著になる汚染源の条件や除染の範囲を感度解析によって検討した。汚染源を$$^{134}$$Csおよび$$^{137}$$Csを含む堆積有機物層(A$$_{0}$$層)と表層土(A$$_{1}$$層)とし、モンテカルロ法による3次元輸送計算コードMCNPを用いて空間線量率を算出した。森林斜面の数、角度、汚染の分布状態、森林土壌中の放射性セシウムの量、除染範囲、林縁から評価点までの距離、評価点の高さをパラメーターとした。その結果、汚染の分布が均一の場合、林縁から20mまでのA$$_{0}$$層の除染が、空間線量率の低減に効果的であることがわかった。一方、林縁から20m以遠の汚染が20m以内よりも高いような、汚染の分布が不均一の場合、A$$_{1}$$層に比べA$$_{0}$$層に含まれる放射性セシウムの量が多い条件においてのみ、林縁から40mまでのA$$_{0}$$層の除染により、空間線量率が顕著に低減した。
145
TRU廃棄物地層処分施設の化学的変遷を考慮した長期力学挙動解析コードの開発
三原 守弘; 平野 史生; 高山 裕介; 京川 裕之*; 大野 進太郎*
原子力バックエンド研究(インターネット), 24(1), p.15 - 25, 2017/06
TRU廃棄物地層処分施設の長期力学挙動を評価するための解析コードMACBECEを開発した。解析コードには、メント系材料のカルシウムの溶出やベントナイト系材料のカルシウム型化やスメクタイトの溶解などの化学的変遷に伴う力学特性変化および周辺岩盤との力学的な相互作用を考慮した。開発した解析コードを用いてクリープ変形が生じやすいと考えられる軟岩サイトを想定し、TRU廃棄物処分施設の建設段階から、処分施設閉鎖後10万年までの力学挙動解析を行った。緩衝材の力学挙動モデルとして、ECモデルを用いることで応力が降伏曲面の特異点付近に陥ることを解消でき、数値解析上、安定な解を得ることができた。さらに、周辺岩盤と処分施設の力学的相互作用を同時に解析することにより、周辺岩盤と処分施設の力学挙動を別々に解析した第2次TRUレポートの結果と比較して処分坑道の内径変位量が半分程度となることが示された。
146
汚染水処理二次廃棄物保管容器の健全性に関する調査
飯田 芳久; 中土井 康真; 山口 徹治
原子力バックエンド研究(インターネット), 24(1), p.53 - 64, 2017/06
東京電力福島第一原子力発電所において発生する汚染水処理二次廃棄物の長期的な保管のための技術的知見を蓄積することを目的として、東京電力から発表されている情報を汚染水処理二次廃棄物管理の観点でとりまとめた。そして、長期保管に際する保管容器の健全性に対する懸案事項として、塩化物イオン共存および放射線下でのステンレス鋼製容器の腐食、酸性条件および活性炭共存下でのステンレス鋼製容器の腐食、およびスラリーを収納した高性能容器(HIC)の放射線劣化を抽出した。
147
Lessons learned in protection of the public for the accident at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant
Callen, J.*; 本間 俊充
Health Physics, 112(6), p.550 - 559, 2017/06
 パーセンタイル:100(Environmental Sciences)
福島第一原子力発電所事故は、原子炉過酷事故及び使用済み燃料事故時に公衆を防護するための意思決定に実際のところ如何なる洞察をもたらすだろうか。この問いに答えるため、そして原子力発電所の過酷条件による将来の如何なる影響も制限するために、本論文では、時間軸に沿って緊急事態への対応として措置された対策を提示した。論文では、特に公衆を防護するために理解していなければならない軽水炉の過酷条件に起因する事故の進展に関連した洞察に着目している。
148
「日本放射線安全管理学会第15回学術大会」印象記
中嶌 純也
保健物理, 52(2), p.136 - 138, 2017/06
2016年11月30日から12月2日の3日間にかけて、岡山県岡山市にある岡山大学創立五十周年記念館において日本放射線安全管理学会第15回学術大会が開催された。本大会は各セッションのほか、特別講演、招待講演、モーニングレクチャー、シンポジウム、企画委員会セッションが組まれた。本稿では、筆者の所感を交えながら本大会の概要を報告する。
149
国立研究開発法人日本原子力研究開発機構における量子ビーム利用の研究開発について
武田 全康
放射線と産業, (142), p.34 - 37, 2017/06
日本原子力研究開発機構(原子力機構)から量子ビーム応用研究の一部と核融合研究の業務を分離し、放射線医学総合研究所に移管統合することで発足した量子科学技術研究開発機構(量研機構)が動き出して約1年が過ぎた。本稿では量研機構に移管されずに原子力機構に残った量子ビーム応用研究の現状を紹介する。
150
Beamline test of a transition-edge-sensor spectrometer in preparation for kaonic-atom measurements
橋本 直*; 谷田 聖; 他49名*
IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 27(4), p.2100905_1 - 2100905_5, 2017/06
We are developing a new technique to apply transition-edge sensors (TESs) to X-ray spectroscopy of exotic atoms, especially of kaonic atoms. To demonstrate the feasibility of this pioneering project, performance of a TES-based X-ray detector was evaluated in pion- and kaon-beam environments at particle accelerators. We successfully observed X-rays from pionic-carbon atoms with a resolution as good as 7 eV FWHM at 6 keV. Also at a kaon beamline, we confirmed that the TES spectrometer will be able to achieve our resolution goal, 6 eV, in our first scientific campaign to measure X-rays from kaonic-helium atoms.
151
Three-dimensional magnetic domain structure in a model with exchange randomness
横田 光史
Journal of Magnetism and Magnetic Materials, 432, p.532 - 538, 2017/06
 パーセンタイル:100(Materials Science, Multidisciplinary)
Surface magnetic domain structure can be different from internal one. Both of them are influenced by structural randomness. Three-dimensional numerical simulations are performed using a model with random exchange interactions and dipolar interactions on a lattice with the periodic boundary condition for the horizontal directions to simulate infinite system in the directions and with the free boundary condition for vertical direction (z) to represent the existence of surface. The lattice sizes are $$64times 64times (2L_z +1)$$ for $$L_z =1, 2, 4$$ and $$32times 32times (2L_z +1)$$ for $$L_z=8, 16$$. To simulate highly anisotropic materials, time dependent Ginzburg-Landau equation using a model with Ising symmetry is solved numerically. Dependence of magnetic domain patterns on thickness of the system and the degree of disorder is investigated for systems with small thickness. Magnetic structure factor for the surface layer is compared with that for the internal layer. The inverse of the wave number that gives the maximum value of the magnetic structure factor depends on the thickness of the system $$T$$ as $$T^{0.3}$$ approximately. The distribution of the local magnetization depends on the disorder rather differently for different thicknesses of the system.
152
Accessible length scale of the in-plane structure in polarized neutron off-specular and grazing-incidence small-angle scattering measurements
丸山 龍治; Bigault, T.*; Wildes, A. R.*; Dewhurst, C. D.*; Saerbeck, T.*; Honecker, D.*; 山崎 大; 曽山 和彦; Courtois, P.*
Journal of Physics; Conference Series, 862(1), p.012017_1 - 012017_6, 2017/06
中性子偏極スーパーミラーを偏極中性子散乱測定に用いる際には、試料の磁化や中性子ビームの偏極率への影響を小さく抑えるために、これを構成する多層膜が磁気的にソフトであることが重要である。これらの多層膜は交換結合長(数十nm)よりもサイズの小さい結晶粒から構成され、磁気特性はバルクとは異なり隣り合うスピン間での交換相互作用による結晶磁気異方性の平均化(ランダム異方性モデル)によって理解される。本研究では、磁化の過程における多層膜の面内磁気構造を偏極中性子非鏡面反射及び斜入射小角散乱を用いて測定し、散乱データの歪曲波ボルン近似による散乱強度分布シミュレーションを行うことにより面内方向の長さスケールの異なる非鏡面反射と斜入射小角散乱で得られたデータの比較を行った。本発表では2つの散乱手法の特徴や適応可能な面内構造の長さスケールの範囲に関する議論を行う。
153
Reference curve of fatigue crack growth for ferritic steels under negative R ratio provided by ASME Code Section XI
長谷川 邦夫*; Mares, V.*; 山口 義仁
Journal of Pressure Vessel Technology, 139(3), p.034501_1 - 034501_5, 2017/06
 パーセンタイル:100(Engineering, Mechanical)
Reference curves of fatigue crack growth rates for ferritic steels in air environment are provided by the ASME Code Section XI Appendix A. The fatigue crack growth rates under negative R ratio are given as da/dN vs. K$$_{max}$$. It is generally well known that the growth rates decreases with decreasing R ratios. However, the da/dN as a function of K$$_{max}$$ are the same curves under R = 0, -1 and -2. In addition, the da/dN increases with decreasing R ratio for R$$<$$-2. This paper converts from da/dN vs. K$$_{max}$$ to da/dN vs. $$Delta$$K$$_{I}$$, using crack closure U. It can be seen that the growth rate da/dN vs. $$Delta$$K$$_{I}$$ is better equation than da/dN vs. K$$_{max}$$ from the view point of stress ratio R. Furthermore, extending crack closure U to R = -5, it can be explained that the da/dN decreases with decreasing R ratio in the range of -5 $$<$$ R $$<$$ 0. This tendency is consistent with the experimental data.
154
Time-of-flight elastic and inelastic neutron scattering studies on the localized 4d electron layered perovskite La$$_5$$Mo$$_4$$O$$_{16}$$
飯田 一樹*; 梶本 亮一; 水野 雄介*; 蒲沢 和也*; 稲村 泰弘; 星川 晃範*; 吉田 幸彦*; 松川 健*; 石垣 徹*; 河村 幸彦*; et al.
Journal of the Physical Society of Japan, 86(6), p.064803_1 - 064803_6, 2017/06
 パーセンタイル:100(Physics, Multidisciplinary)
The magnetic structure and spin wave excitations in the quasi-square-lattice layered perovskite compound La$$_5$$Mo$$_4$$O$$_{16}$$ were studied by a combination of neutron diffraction and inelastic neutron scattering techniques using polycrystalline sample. Neutron powder diffraction refinement revealed that the magnetic structure is ferrimagnetic in the $$ab$$ plane with antiferromagnetic stacking along the $$c$$-axis. The inelastic neutron scattering results display strong easy-axis magnetic anisotropy along the $$c$$-axis due to the spin-orbit interaction in Mo ions. The model Hamiltonian consisting of in-plane anisotropic exchange interactions, the interlayer exchange interaction, and easy-axis single-ion anisotropy can explain our inelastic neutron scattering data well. Strong Ising-like anisotropy and weak interlayer coupling compared with the intralayer exchange interaction can explain both the high-temperature magnetoresistance and long-time magnetization decay recently observed in La$$_5$$Mo$$_4$$O$$_{16}$$.
155
固体パラ水素とESR
熊田 高之
化学の要点シリーズ,20, P. 71, 2017/06
量子固体として知られる固体水素は、内部場が非常に小さいだけでなく、欠陥やひずみによる内部場の不均一を量子的ゼロ点運動により自己修復(セルフアニーリング)する性質を持つ。その中でも固体パラ水素は、オルト・パラ水素分子のうち核磁気を持たず凝固点以下で電気四重極も持たないパラ水素のみを精製したものである。内部磁場が存在せず内部電場も小さく等方的かつ均一であることから、固体パラ水素は高分解能・高感度赤外吸収・ESR分光のマトリックスとして注目されている。ESR法を用いて固体パラ水素中にわずか10$$^{-4}$$ppm生成したH$$_6^{+}$$ラジカルの観測に初めて成功した。現在、H$$_6^{+}$$は水素イオンが主要な役割を演じる宇宙化学においても注目を集めている。また、内部場が小さいことから固体パラ水素中における電子スピン緩和は非常に遅く、NMRに負けない多パルススピン制御に向けた研究展開も期待される。このように、固体パラ水素とESRの組み合わせは、ラジカル分光に限らず多くの研究分野を巻き込んだ新たな展開を期待させる。
156
日本原子力学会2017春の年会「シグマ」特別専門委員会、核データ部会、炉物理部会合同セッション; ベンチマーク問題や積分実験を用いたJENDL及び核計算コードのV&Vの現状と今後の展望,2; 核計算分野におけるOECD/NEA国際ベンチマーク
須山 賢也
核データニュース(インターネット), (117), p.5 - 14, 2017/06
経済協力開発機構原子力機関原子力科学委員会(OECD/NEA/NSC)は、ベンチマーク計算の実施を活動の柱の一つとしており、現在「国際ベンチマーク」と言うと、NEA/NSCで実施しているベンチマークを指すことが比較的多いと思われる。本稿では、(i) OECD/NEA/NSCで実施している炉物理関連のベンチマークの現状、(ii)ベンチマーク計算の核計算システムへの反映、(iii)将来の研究開発の資産としてのベンチマーク計算、(iv)実験データに基づくベンチマーク計算の例、そして(v) OECD/NEA/NSCにおけるベンチマークの提案方法を示し、国際ベンチマーク実施の意義を論じる。
157
日本原子力学会2017春の年会「シグマ」特別専門委員会、核データ部会、炉物理部会合同セッション; ベンチマーク問題や積分実験を用いたJENDL及び核計算コードのV&Vの現状と今後の展望,4; 核データ検証自動実行システムVACANCEの開発
多田 健一
核データニュース(インターネット), (117), p.23 - 29, 2017/06
積分実験を用いた核データの検証は、重要な核データ検証プロセスの一つである。近年、核データや核計算コードの高度化に伴い、これらに求められる精度要求が厳しくなってきており、積分実験を用いた核データの検証の重要性が高まってきている。積分実験を用いた核データの検証には、炉物理や核データ処理、核計算コードに関する深い知識が必要であり、核データ評価者だけで実施することは困難であり、長年炉物理の専門家が担当してきた。また、これらの作業は多くの手間と時間が必要であり、今までのJENDLの検証でも多くの労力が割かれてきた。そこで、次期JENDLに向けた効果的な核データ検証サイクルを実現するため、これらの作業を自動化し、核データ評価者自身が積分実験を用いた核データの検証が行えるシステムを構築するため、臨界実験解析と解析結果を編集する自動核計算実行システムVACANCE(Validation Environment for Comprehensive and Automatic Neutronics Calculation Execution)を開発した。本発表ではVACANCEの機能の概要と核データ評価とそれに連なる臨界実験解析の例について発表する。
158
第29回NEA核データ評価国際協力ワーキングパーティ(WPEC)会合報告
原田 秀郎; 岩本 修; 木村 敦; 横山 賢治; 多田 健一
核データニュース(インターネット), (117), p.36 - 51, 2017/06
経済開発協力機構原子力機関(OECD/NEA)の第29回核データ評価国際協力ワーキングパーティ(WPEC)会合が、2017年5月15日$$sim$$19日にOECD本部で開催された。期間中に開催されたWPEC本会合及びサブグループ会合について報告する。
159
福島県内の空間線量率トレンドの解析; 環境半減期、積雪の影響
三枝 純; 依田 朋之; 村上 晃洋; 武石 稔
環境放射能除染学会誌, 5(2), p.79 - 93, 2017/06
2011年3月に発生した東京電力福島第一原子力発電所の事故後、福島県内各地において放射線モニタリングが継続して行われている。事故から5年が経過したのを機に、原子力発電所から20$$sim$$60kmに位置する15地点で得られた空間線量率のトレンド(2011年5月$$sim$$)を解析し、線量率の減衰傾向や積雪による遮蔽効果について考察した。線量率のトレンドは放射性セシウムの物理的減衰とウェザリング等その他の要因を加味した関数に適合することができ、この結果から環境半減期は3$$sim$$27年(平均10年)と評価された。また、積雪による遮蔽の影響で線量率は下がり、積雪深20 cmで15%から50%低下した。この影響により、5年間の積算線量は積雪がなかった場合に比べて最大約7%低くなることがわかった。
160
海水塩析出物を伴う海水の流動沸騰熱伝達に関する研究
上澤 伸一郎; 小泉 安郎; 柴田 光彦; 永武 拓; 吉田 啓之
混相流, 31(2), p.162 - 170, 2017/06
東京電力福島第一原子力発電所事故では、非常用冷却水の注水・除熱機能が失われたため海水が注水された。しかし、炉内への海水注入は行われたことがなく、海水による燃料集合体の冷却は検討されていない。本研究では、海水を用いてプール核沸騰実験を実施し、伝熱面温度と伝熱面上の海水塩析出層厚さの測定を行い、海水塩析出物が核沸騰熱伝達へ与える影響について評価した。また、燃料棒と同様な寸法の内管加熱部を持つ鉛直二重管流路での上向き強制流動沸騰実験を実施し、海水の流動沸騰への影響についても議論した。その結果、高濃度の人工海水では、一定かつ低い熱流束であっても壁面過熱度が次第に増加し、既存の伝熱評価式から外れる、伝熱面温度の逸走が起きることを確認した。海水塩析出層厚さの測定から、この伝熱面温度の逸走は、伝熱面上に海水塩の1つである硫酸カルシウムが析出し、時間とともに析出層が厚くなることにより、表面までの熱抵抗が増加して起きる現象であると考えられる。また、海水塩濃度が高いほど、より低い熱流束で伝熱面温度の逸走が起きており、海水塩の伝熱面上での析出は、伝熱面近傍の海水塩濃度が関係すると考えられる。流動沸騰条件では、下流では海水の濃縮が進むため、下流の伝熱面にはプール核沸騰実験よりも低い熱流束で海水塩が析出し、伝熱面温度の逸走が発生することを確認した。
161
Preliminary analysis of the post-disassembly expansion phase and structural response under unprotected loss of flow accident in prototype sodium cooled fast reactor
小野田 雄一; 松場 賢一; 飛田 吉春; 鈴木 徹
Mechanical Engineering Journal (Internet), 4(3), p.16-00597_1 - 16-00597_14, 2017/06
For the prototype sodium-cooled fast reactor, MONJU, the mechanical energy and structural response under energetics caused by neutronic power excursion during Unprotected Loss of Flow accident (ULOF) were preliminarily analyzed. The objective of this study is to demonstrate the integrity of the reactor vessel against the mechanical load induced by the energetics. Conservative energy production was assumed in order to confirm the robustness of the safety design of MONJU. Mechanical energy was evaluated with the code in which mechanistic modelling of core expansion was implemented. The mechanical energy, which were obtained by analyzing the expanding behavior of core materials after energetics, were about one order of magnitude below the thermodynamic work potential calculated by assuming isentropic expansion of the fuel vapor to one atmosphere, which was often used as an indicator to express the severity of the energetics. Structural integrity was then evaluated with coupled fluid-structure dynamics code using the obtained mechanical energy. No or very small circumferential residual strain of the reactor vessel was evaluated in most analytical cases, and even in the most conservative energy production case, the residual strain was only 0.008 % so that the integrity of the reactor vessel is maintained. The result obtained in the present study shows that MONJU has enough robustness against the mechanical load under energetics.
162
Design approach for mitigation of air ingress in high temperature gas-cooled reactor
佐藤 博之; 大橋 弘史; 中川 繁昭
Mechanical Engineering Journal (Internet), 4(3), p.16-00495_1 - 16-00495_11, 2017/06
本報告では、高温ガス炉の減圧事故時における炉心への空気侵入に対して、受動的な抑制を可能とする原子炉構造を提案する。第1に、従来、側部反射体内に設けられた冷却材上昇流路を内部反射体に移動する。第2に上部可動反射体を流路反転を行う構造に変更する。提案する原子炉構造の有効性評価として、冷却材流路での自然対流や炉内構造物での熱伝導、熱放射等、原子炉内の重要な物理現象を考慮した熱物質収支計算を行った。その結果、在来の原子炉構造に比べて減圧事故時の空気侵入量を大幅に低減可能であることが明らかにした。
163
Load and resistance factor design approach for seismic buckling of fast reactor vessels
高屋 茂; 佐々木 直人*; 浅山 泰; 神島 吉郎*
Mechanical Engineering Journal (Internet), 4(3), p.16-00558_1 - 16-00558_12, 2017/06
本論文では、より合理的な容器の設計を可能にするために、荷重耐力係数設計法を用いて、地震による容器の座屈防止に関する新しい設計評価法を開発した。さらに、現行規定との比較により、提案手法の有効性を示した。
164
Sensitivity study on forest fire breakout and propagation conditions for forest fire hazard curve evaluations
岡野 靖; 山野 秀将
Mechanical Engineering Journal (Internet), 4(3), p.16-00517_1 - 16-00517_10, 2017/06
本論文は、ロジックツリーにおける頻度/確率変数の変動に対する森林火災ハザード曲線の感度評価を行ったものである。森林火災の発火時刻に対する感度としては、反応強度と火線強度のハザード曲線の強度をそれぞれ4%と14%増加させる効果があった。発火が生じる地点の発生確率分布に対する感度としては、反応強度と火線強度のハザード曲線の頻度を+70%$$sim$$-40%変化させる効果があった。森林火災に対する広域消防の効果を無視した場合、反応強度と火線強度のハザード曲線の頻度を40-80倍増加させる効果があった。本研究により、森林火災のハザード曲線に対して最も感度の高い要因は、発電所に森林火災が到達する前までに広域消防により消火される効果が期待できるかであることが示された。
165
Development of numerical simulation method for melt relocation behavior in nuclear reactors; Validation and applicability for actual core structures
山下 晋; 徳島 二之*; 倉田 正輝; 吉田 啓之
Mechanical Engineering Journal (Internet), 4(3), p.16-00567_1 - 16-00567_13, 2017/06
過酷事故時の炉心溶融物の移行挙動を詳細に評価するために、数値流体力学的手法に基づく3次元多相多成分熱流動解析手法JUPITERを開発している。BWRの制御棒、燃料支持金具、燃料集合体といった複雑構造物やその溶融移行挙動を表現するために精度、効率、安定性及び堅牢性に優れた数値計算手法を適用した。本論文では、実機炉内構造物へのJUPITERの適用性と妥当性を評価するために、実機炉内構成材中の溶融移行予備解析を実施すると共に、基礎的な問題と、複雑な実験解析によりJUPITERの妥当性を検証した。その結果、予備解析では多成分での溶融移行挙動と凝固挙動を安定的評価できることを確認した。また、検証解析では、実験結果と良好な一致を示した。これらの結果から、JUPITERは、RPV内における溶融物移行挙動評価手法としてポテンシャルを有していることが明らかになった。
166
Comparative study on neutronics characteristics of a 1500 MWe metal fuel sodium-cooled fast reactor
大釜 和也; Aliberti, G.*; Stauff, N. E.*; 大木 繁夫; Kim, T. K.*
Mechanical Engineering Journal (Internet), 4(3), p.16-00592_1 - 16-00592_9, 2017/06
Under the cooperative effort of the Civil Nuclear Energy R&D Working Group within the framework of the U.S.-Japan bilateral, Argonne National Laboratory (ANL) and Japan Atomic Energy Agency (JAEA) have been performing benchmark study using the Japan Sodium-cooled Fast Reactor (JSFR) design with metal fuel. In this benchmark study, core characteristic parameters at the beginning of cycle were evaluated by the best estimate deterministic and stochastic methodologies of ANL and JAEA. The results obtained by both institutions show a good agreement with less than 200 pcm of discrepancy in the neutron multiplication factor, and less than 3% of discrepancy in the sodium void reactivity, Doppler reactivity, and control rod worth. The results by the stochastic and deterministic approaches were compared in each party to investigate impacts of the deterministic approximation and to understand potential variations in the results due to different calculation methodologies employed. Impacts of the nuclear data libraries were also investigated using a sensitivity analysis methodology.
167
Evaluation of sodium pool fire and thermal consequence in two-cell configuration
高田 孝; 大野 修司; 田嶋 雄次*
Mechanical Engineering Journal (Internet), 4(3), p.16-00577_1 - 16-00577_11, 2017/06
ナトリウム冷却高速炉において、冷却材であるナトリウムの漏えいに伴う火災の評価は安全上重要な課題である。本論文では、複数部屋におけるプール燃焼において部屋間の熱・物質輸送に着目し、原子力機構にて行った実験のベンチマーク解析をSPHINCSコードを用い実施した。実験結果ならびに数値解析結果より複数部屋間における伝熱流動特性を明らかにすると共に、浮力起因の対流通気が支配的となることを明らかにした。
168
Polar rotor scattering as atomic-level origin of low mobility and thermal conductivity of perovskite CH$$_{3}$$NH$$_{3}$$PbI$$_{3}$$
Li, B.; 川北 至信; Liu, Y.*; Wang, M.*; 松浦 直人*; 柴田 薫; 河村 聖子; 山田 武*; Lin, S.*; 中島 健次; et al.
Nature Communications, 8, p.16086_1 - 16086_9, 2017/06
 被引用回数:2 パーセンタイル:31.44(Multidisciplinary Sciences)
Perovskite CH$$_{3}$$NH$$_{3}$$PbI$$_{3}$$ exhibits outstanding photovoltaic performances, but the understanding of the atomic motions remains inadequate even though they take a fundamental role in transport properties. Here, we present a complete atomic dynamic picture consisting of molecular jumping rotational modes and phonons, which is established by carrying out high-resolution time-of-flight quasi-elastic and inelastic neutron scattering measurements in a wide energy window ranging from 0.0036 to 54 meV on a large single crystal sample, respectively. The ultrafast orientational disorder of molecular dipoles, activated at approximately 165 K, acts as an additional scattering source for optical phonons as well as for charge carriers. It is revealed that acoustic phonons dominate the thermal transport, rather than optical phonons due to sub-picosecond lifetimes. These microscopic insights provide a solid standing point, on which perovskite solar cells can be understood more accurately and their performances are perhaps further optimized.
169
福島の環境回復に向けた取り組み,2; 事故進展と放射性物質の放出・沈着分布の特徴
斎藤 公明; 永井 晴康; 木名瀬 栄; 武宮 博
日本原子力学会誌, 59(6), p.40 - 44, 2017/06
福島の環境回復に関してまとめた連載記事の一つである。福島第一原子力発電所事故の進展と放射線物質の放出・大気拡散・沈着過程の解明が、シミュレーションおよび環境測定データの解析により進められている。大規模環境調査により福島周辺における放射線環境の経時変化等の特徴が明らかになりつつあり、この知見に基づいて空間線量率の分布状況変化モデルが開発され将来予測に活用されてきた。事故後に測定された種々の環境測定データは集約され、データベースを通して簡単な解析ツールとともに継続的に公開されている。これら一連の取り組みについて概説している。
170
高速炉に適用する厚肉積層ゴムの研究開発; 準実大厚肉積層ゴムを用いた経年特性試験
渡壁 智祥; 山本 智彦; 深沢 剛司*; 岡村 茂樹*; 杣木 孝裕*; 諸菱 亮太*; 櫻井 祐*; 加藤 亨二*
日本機械学会論文集(インターネット), 83(850), p.16-00444_1 - 16-00444_14, 2017/06
厚肉積層ゴムとオイルダンパーから構成される免震装置の高速炉への適用が計画されているが、積層ゴムを実機に適用する場合、供用期間中の経年変化を考慮して建屋支持機能や復元機能の構造健全性を評価することが重要となる。そこで、本報告では、加熱促進劣化により経年を模擬した準実大の試験体を用いて静的加力試験を行い、経年が剛性や線形限界ひずみ等の力学特性に及ぼす影響について検討した。
171
Analyses of deformation and thermal-hydraulics within a wire-wrapped fuel subassembly in a liquid metal fast reactor by the coupled code system
上羽 智之; 大島 宏之; 伊藤 昌弘*
Nuclear Engineering and Design, 317, p.133 - 145, 2017/06
 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)
ワイヤスペーサ型高速炉燃料集合体における燃料ピンバンドル変形挙動と冷却材熱流動挙動の解析を、ピンバンドル変形解析コードのBAMBOOと熱流動解析コードのASFREを連成させることにより行った。連成解析の結果、スエリングやクリープによってBDIが生じたピンバンドル変形の影響により、集合体内の冷却材の径方向温度分布は平坦化する方向に変化することが示された。このような温度分布の平坦化は、BDIが厳しくなる前の段階においても、ワイヤ張力が原因で生じるピンの湾曲変形により、僅かではあるが生じることも示された。また、ワイヤピッチに依存してピンバンドルの変形状態が変わるが、これによる熱流動への影響についても考察した。
172
Recent advances in modeling and simulation of the exposure and response of tungsten to fusion energy conditions
Marian, J.*; Becquart, C. S.*; Domain, C.*; Dudarev, S. L.*; Gilbert, M. R.*; Kurtz, R. J.*; Mason, D. R.*; Nordlund, K.*; Sand, A. E.*; Snead, L. L.*; et al.
Nuclear Fusion, 57(9), p.092008_1 - 092008_26, 2017/06
 被引用回数:3 パーセンタイル:19.87(Physics, Fluids & Plasmas)
ITER後に計画されているDEMO炉の構造材料は、これまでにないような照射、熱条件にさらされる。このような極限環境を実験的に模擬することはできないが、計算科学的な方法によって材料挙動を研究し実験的方法を補足することができる。高温や照射に対するすぐれた耐性から、タングステンは第一壁やダイバータ等のプラズマ対向面の材料として最善の候補とされている。このレビューではプラズマ対向材および高速中性子に照射されるバルク材としてのタングステンの最近の計算科学によるモデリングの成果についてまとめた。特に、計算科学的な方法によるいくつかの顕著な発見に重点を置き、残された将来の課題を指摘した。
173
Simultaneous measurement of neutron-induced fission and capture cross sections for $$^{241}$$Am at neutron energies below fission threshold
廣瀬 健太郎; 西尾 勝久; 牧井 宏之; 西中 一朗*; 太田 周也*; 永山 達郎*; 田村 信行*; 後藤 真一*; Andreyev, A.; Vermeulen, M. J.; et al.
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 856, p.133 - 138, 2017/06
 パーセンタイル:100(Instruments & Instrumentation)
Fission and capture reactions were simultaneously measured in the neutron-induced reactions of $$^{241}$$Am at J-PARC. Data were taken with the TOF method in $$E_n$$ = 0.1$$sim$$20 eV. The fission events were observed by detecting prompt fission neutrons using liquid organic scintillators. The capture reaction was measured by detecting $$gamma$$ rays from the compound nuclei using the same detectors, where the prompt fission neutrons and capture $$gamma$$ rays were separated by a pulse shape analysis. The cross sections were obtained by normalizing the relative yields at the first resonance to evaluations or other experimental data. The ratio of the fission to capture cross sections at each resonance is compared with those from an evaluated nuclear data library and other experimental data. Some differences were found between the present values and the library/literature values at several resonances.
174
Observation of doubly-charged ions of francium isotopes extracted from a gas cell
Schury, P.*; 和田 道治*; 伊藤 由太*; 加治 大哉*; 羽場 宏光*; 平山 賀一*; 木村 創大*; 小浦 寛之; MacCormick, M.*; 宮武 宇也*; et al.
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 407, p.160 - 165, 2017/06
 パーセンタイル:100(Instruments & Instrumentation)
Ac, Ra, FrやRnといった様々な同位体を$$^{48}$$Caビームを用いた原子核融合-蒸発反応にて生成した。エネルギーを持ったイオンはヘリウムガスセル内で止まり、そして引き出される。引き出された個々のイオンは多反射時間飛行質量分光器を用いて同定されるが、アルカリ金属であるFrを含むイオンの荷電状態の主要な価数が(+1価でなく)+2価となるという結果を観測した。
175
花崗岩類中の鉱物分布および鉱物組合せとその量比(モード組成)の新たな評価手法の構築; 走査型X線分析顕微鏡で取得した元素分布図を用いた画像解析
石橋 正祐紀; 湯口 貴史*
応用地質, 58(2), p.80 - 93, 2017/06
花崗岩類中の鉱物分布やモード組成は、その形成過程の検討、花崗岩類中の割れ目の分布特性や基質中の物質移動を理解する上で有用な情報である。モード解析手法としては、ポイントカウンティング法、電子顕微鏡など用いた画像解析手法などが提案される。しかし、既存手法では観測者の技量や解析可能な領域が狭いなどの課題がある。そこで、本研究は、測定領域が広い走査型X線分析顕微鏡(SXAM)で取得した元素分布図を用いて、鉱物個々の化学組成の不均質性を考慮し、花崗岩類中の二次鉱物も含めた鉱物分布とモード組成を簡易かつ客観的に評価できる新たな手法(MJPD法)を提示する。MJPD法は、各鉱物から出力される元素のX線強度分布を正規分布と仮定し、X線強度のバラつきを考慮して各画素の鉱物種を同定可能とした。土岐花崗岩の肉眼観察で顕著に変質を被る試料と被らない試料を対象としてMJPD法の妥当性を検証した結果、岩石薄片程度であれば、SXAMで約10,000秒測定することで簡易にモード組成が把握でき、かつ鉱物分布図の構築が可能であることを確認した。また、MJPD法は、他の機器で取得した元素分布図にも適用可能であり、今後の適用の拡大が期待できる。
176
Monte Carlo shell model studies with massively parallel supercomputers
清水 則孝*; 阿部 喬*; 本間 道雄*; 大塚 孝治*; 富樫 智章*; 角田 佑介*; 宇都野 穣; 吉田 亨*
Physica Scripta, 92(6), p.063001_1 - 063001_19, 2017/06
 パーセンタイル:100(Physics, Multidisciplinary)
モンテカルロ殻模型の手法およびその応用について概説する。モンテカルロ殻模型は、効率的に多体基底を生成することによって、従来の直接対角化では計算不可能だった物理系に対する殻模型計算を目指した手法である。このレビュー論文では、モンテカルロ殻模型のここ10年以内の発展をまとめた。手法面では、エネルギー分散を用いた外挿による厳密解の推定法や共役勾配法の導入による効率的な基底生成など、数値計算面では、より効率的な並列化や計算機の実効性能を高める数値計算アルゴリズムなどについて概説する。最近の応用としては、非常に大きな模型空間が必要な第一原理計算および中性子過剰なニッケル領域とジルコニウム領域の計算結果を紹介する。後者の中性子過剰核領域では、変形共存に興味が集まっているが、モンテカルロ殻模型では、変形の分布を解析するT-plotと呼ぶ新しい手法を開発することによって、これらの原子核の変形を直感的に理解することが可能となった。この手法は、軽い原子核のクラスター状態を調べるのにも有用である。
177
Achievement of a low-loss 1-MW beam operation in the 3-GeV rapid cycling synchrotron of the Japan Proton Accelerator Research Complex
發知 英明; 原田 寛之; 林 直樹; 加藤 新一; 金正 倫計; 岡部 晃大; Saha, P. K.; 菖蒲田 義博; 田村 文彦; 谷 教夫; et al.
Physical Review Accelerators and Beams (Internet), 20(6), p.060402_1 - 060402_25, 2017/06
RCSは、1MWのビーム出力を目指す世界最高クラスの大強度陽子加速器である。こうした加速器では、ビーム損失により生じる機器の放射化がビーム出力を制限する最大の要因となる。ビーム損失の原因(誤差磁場、空間電荷効果、像電荷効果等)は多様で、複数の効果が絡み合った複雑な機構でビーム損失が生じるため、その解決を果たすには、高度なビームの運動学的研究が必要となる。RCSでは、実際のビーム試験と共に、計算機上での数値シミュレーションを精力的に行ってきた。実験と計算の一致は良好で、観測されたビーム損失の発生機構の解明、また、その解決策を議論するうえで、数値シミュレーションが重大な役割を果たしている。ハードウェア系の改良と共に、こうしたビーム試験と数値シミュレーションを反復的に行うアプローチにより、RCSでは、10$$^{-3}$$という極めて少ないビーム損失で1MW相当のビーム加速を達成したところである。本論文では、RCSのビーム増強過程で顕在化したビーム損失の発生機構やその低減に向けた取り組みなど、大強度加速器におけるビーム物理に関する話題を中心に、RCSビームコミッショニングにおけるここ数年の成果を時系列的に紹介する。
178
Improvement of the gross theory of $$beta$$ decay by inclusion of change in parity
小浦 寛之; 千葉 敏*
Physical Review C, 95(6), p.064304_1 - 064304_6, 2017/06
 パーセンタイル:100(Physics, Nuclear)
$$beta$$崩壊の巨視的模型計算である大局的理論の単一粒子構造における改良を行った。大局的理論は$$beta$$崩壊遷移の総和則を考慮して構築された模型で、$$beta$$崩壊半減期や遅発中性子放出確率を核図表における幅広い領域で計算し、実験結果をよく再現できる。今回、この大局的理論に単一粒子状態におけるパリティに注目し、崩壊前と崩壊後に原子核基底状態のパリティが変化する場合に$$beta$$崩壊許容遷移を抑制する効果を新たに導入した。単一粒子状態の推定はわれわれが従来から考案しているWoods-Saxonポテンシャル計算を用いた。今回の改良により、これまでの大局的理論では2重閉殻原子核付近で過小評価していた$$beta$$崩壊半減期が系統的に改良された。
179
Shape evolution in neutron-rich krypton isotopes beyond N=60; First spectroscopy of $$^{98,100}$$Kr
Flavigny, F.*; Doornenbal, P.*; Obertelli, A.*; Delaroche, J.-P.*; Girod, M.*; Libert, J.*; Rodriguez, T. R.*; Authelet, G.*; Baba, H.*; Calvet, D.*; et al.
Physical Review Letters, 118(24), p.242501_1 - 242501_6, 2017/06
 被引用回数:2 パーセンタイル:21.98(Physics, Multidisciplinary)
The first $$gamma$$-ray spectroscopy of very neutron rich $$^{98,100}$$Kr isotopes was carried out at the RIBF at RIKEN Nishina center. Excited states in these isotopes were populated via (p,2p) reactions using radioactive $$^{99,101}$$Rb beams accelerated to 220 MeV/nucleon. The new data show a significant increase in deformation beyond N=60, as well as competing configurations (shape-coexistence) at low energy. The data were compared with beyond-mean-field calculations which predict level energies in good agreement with observation, and suggest oblate-prolate shape coexistence.
180
Reliability estimation of neutron resonance thermometry using tantalum and tungsten
甲斐 哲也; 廣井 孝介; Su, Y.; 篠原 武尚; Parker, J. D.*; 松本 吉弘*; 林田 洋寿*; 瀬川 麻里子; 中谷 健; 及川 健一; et al.
Physics Procedia, 88, p.306 - 313, 2017/06
Neutron resonance thermometry, which measures material temperature by analyzing the Doppler broadening of a neutron resonance peak, is one of the applications of energy-resolved neutron imaging at RADEN of J-PARC. Although this technique is promising, advantages and disadvantages have not been discussed in practical applications. The authors measured neutron transmission rates of tantalum and tungsten foils in a heater chamber up to 300 degrees Celsius at RADEN. The energy-dependent neutron transmission rates with different statistics were obtained after the measurements by selecting arbitrary measuring intervals from one measurement, and the temperatures of the foils were estimated from those transmission rates with different statistics. The reliability of the neutron resonance thermometry with statistical accuracy, irradiation time and spatial resolution are discussed.
181
Implementation of tetrahedral-mesh geometry in Monte Carlo radiation transport code PHITS
古田 琢哉; 佐藤 達彦; Han, M. C.*; Yeom, Y. S.*; Kim, C. H.*; Brown, J. L.*; Bolch, W. E.*
Physics in Medicine and Biology, 62(12), p.4798 - 4810, 2017/06
 パーセンタイル:100(Engineering, Biomedical)
モンテカルロ輸送計算コードPHITSに、ポリゴン体系の一種である四面体メッシュ体系を利用できる機能を導入した。四面体メッシュは自由な形状を記述することに優れており、曲面を含む様々な複雑な体系を記述することができる。また、形式変換をすることでCAD等のソフトウェアを利用した三次元体系の設計も可能となった。本機能の導入に際し、初期段階で四面体メッシュ体系に対する分岐マップを準備し、輸送計算の計算時間を短縮する工夫を加えた。この工夫により、同数のメッシュ数であれば、ボクセルメッシュと同程度の計算時間で、四面体メッシュ体系の輸送計算を可能にした。四面体メッシュでは、異なるサイズおよび形状の四面体を組み合わせることで、より少ないメッシュ数で人体ファントム等の複雑体系を表現できる。人体ファントムに対する線量計算では、四面体メッシュを採用することで、計算時間をボクセルメッシュの計算に比べて4倍短縮できることが分かった。
182
Outline of new AIJ guideline publication as "Introduction to shock-resistant design of buildings"
向井 洋一*; 西田 明美; 濱本 卓司*; 崎野 良比呂*; 井川 望*; 竹内 義高*; 千葉 文彦*; 堀 慶朗*
Proceedings of 12th International Conference on Shock and Impact Loads on Structures (SI 2017) (USB Flash Drive), p.329 - 338, 2017/06
偶発作用に対する日本建築学会(AIJ)のガイドラインは、「建築物の耐衝撃設計の考え方」として出版されている。これには、目的と範囲、設計荷重、部材設計、設計基準、非構造要素、漸進的崩壊および設計例が含まれる。AIJのガイドラインの目的は、偶発作用に対する建物の人的・物的被害を性能設計に基づいて最小限に抑えることである。設計対象の建物はオフィス、アパート、ホテル、病院、学校、公共施設である。建物の構造システムは、鉄筋コンクリート構造および鉄骨構造に限定されている。本論文では、上記AIJガイドラインの概要について紹介する。
183
Design loads and structural member modelling to shock-resistant design of buildings
井川 望*; 向井 洋一*; 西田 明美; 濱本 卓司*; 加納 俊哉*; 大田 敏郎*; 中村 尚弘*; 小室 雅人*; 竹内 正人*
Proceedings of 12th International Conference on Shock and Impact Loads on Structures (SI 2017) (USB Flash Drive), p.259 - 268, 2017/06
建物に対する偶発作用は、衝撃や爆発荷重を伴う。衝撃による設計荷重は、実験データ、衝撃シミュレーション、およびエネルギー解析手法によって決定される。本論文では、AIJガイドラインに示されている衝撃による設計荷重と応答の考え方について述べる。まず、設計荷重は衝突および爆発の双方について示され、いずれも荷重-時間(F-t)曲線の形で表すものとする。荷重の算定にあたっては、保守的な結果を与えるハードインパクトを仮定している。応答評価では、衝撃荷重が直接作用する個々の構造部材の応答が評価される。これらの応答は衝撃応答、動的応答、準静的応答という3つのタイプに分類される。最大応答は、基本的に一自由度(SDOF)モデルによる直接積分法によって推定される。AIJガイドラインでは、部材の種類と損傷モードの分類に基づくSDOFモデルの作成手順が提案されている。
184
Criteria for performance evaluation and numerical verification to shock-resistant design of buildings
西田 明美; 向井 洋一*; 濱本 卓司*; 櫛部 敦道*; 小室 雅人*; 大橋 泰裕*; 小尾 博俊*; 坪田 張二
Proceedings of 12th International Conference on Shock and Impact Loads on Structures (SI 2017) (USB Flash Drive), p.379 - 388, 2017/06
本論文では、AIJガイドラインの設計基準の適用性を確認するために、対象建物の耐衝撃性能を評価するためのいくつかの設計事例を示す。動的解析は、衝撃荷重が作用している個々の部材のSDOFモデルを用いて行われる。さらに有限要素モデルを使用した分析も行い、SDOFモデルの妥当性が示されている。例として、交差点近くの敷地隅角部に位置するフレーム構造の建物の検討例を示す。建物が道路車両の衝突を受けた場合について、動的応答とそれに対応する損傷状態が示されている。非構造部材の例としては、ガス爆発による窓ガラス破壊の例が示されている。
185
Development of a robot simulation system for remotely operated robots for operator proficiency training and robot performance verification
川端 邦明; 鈴木 健太; 磯和 充*; 堀内 一憲; 伊藤 倫太郎
Proceedings of 14th International Conference on Ubiquitous Robots and Ambient Intelligence (URAI 2017) (USB Flash Drive), p.561 - 564, 2017/06
本論文では、遠隔操作ロボットのためのシミュレーションシステムの開発について報告する。開発中のシステムは、操作習熟度訓練およびロボット等の性能試験のために用いることを目的としたものであり、特に福島第一原子力発電所の廃炉に貢献するものである。シミュレータには産総研の開発したChoreonoidをベースにし、視覚的なノイズや通信障害などの機能を設計開発して実装している。また、水中ロボットのシミュレーションについても実装している。開発システムの現状について報告を行う。
186
Characteristics of pressure drop and void fraction in a simulated debris bed
伊藤 大介*; Nava, M.*; 齊藤 泰司*; 青柳 光裕; 神山 健司; 鈴木 徹*
Proceedings of 2017 Japan-US Seminar on Two-Phase Flow Dynamics (JUS 2017), 4 Pages, 2017/06
Two-phase flow through porous media should be well understood to develop a severe accident analysis code not only for light water reactor but also sodium-cooled fast reactor (SFR). When a core disruptive accident occurs in SFR, the fuel inside the core become melted and interacts with the coolant. As a result, gas-liquid two-phase flow will be formed in the debris bed, which may have porous nature depending on the cooling process. Thus, as first step, the present work focuses on the characteristics of pressure drop in two-phase flows in different porous media conditions (porous size, liquid and gas flow velocity). In addition, to construct an experimental database, the measured pressure drop under different conditions was compared with existing correlations.
187
A Remote-operated system to map radiation dose in the Fukushima Daiichi primary containment vessel
Nancekievill, M.*; Jones, A. R.*; Joyce, J. M.*; Lennox, B.*; Watson, S.*; 片倉 純一*; 奥村 啓介; 鎌田 創*; 加藤 道男*; 西村 和哉*
Proceedings of 5th International Conference on Advancements in Nuclear Instrumentation Measurement Methods and their Applications (ANIMMA 2017) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2017/06
福島第一原子力発電所の原子炉内部のマッピングを目的とし、放射線検出器を組み合わせた潜水可能なROVシステムを開発している。$$gamma$$線強度のマップを得るとともに放射性同位体を同定するため、CeBr$$_{3}$$無機シンチレータ検出器をROVに組み込んでいる。ROVは、直径約150mmの円筒形状で、自由度5で制御可能な5つのポンプを持つ2つのエンドキャップを備えている。CeBr$$_{3}$$検出器は、熱中性子束をマッピングすることが可能な$$^{6}$$Liホイルを有する単結晶化学蒸着中性子検出器で置き換えることが可能である。
188
Realizing a high-intensity low-emittance beam in the J-PARC 3-GeV RCS
發知 英明; 原田 寛之; 加藤 新一; 岡部 晃大; Saha, P. K.; 菖蒲田 義博; 田村 文彦; 谷 教夫; 渡辺 泰広; 吉本 政弘
Proceedings of 8th International Particle Accelerator Conference (IPAC '17) (Internet), p.2470 - 2473, 2017/06
この一年、J-PARC RCSでは、下流の施設から要求される大強度かつ低エミッタンスのビームを実現するためのビーム調整を精力的に展開してきた。2016年6月のビーム試験では、Correlated painting入射を導入し、かつ、そのペイント範囲を最適化することで、入射中のエミッタンス増大を最小化することに成功した。また、その後に行ったビーム試験では、加速過程のチューンやクロマティシティを動的に制御することで、加速前半で発生していたエミッタンス増大を低減させると共に、加速後半で発生したビーム不安定性を抑制することに成功した。こうした一連の取り組みにより、830kW相当のビーム強度で、そのビームエミッタンスの大幅な低減(40%低減)を実現した。本発表では、エミッタンス増大の発生メカニズムやその低減に向けた取り組みなど、RCSビームコミッショニングにおける最近の成果を報告する。
189
Beam position measurement during multi-turn painting injection at the J-PARC RCS
林 直樹; Saha, P. K.; 吉本 政弘; 三浦 昭彦
Proceedings of 8th International Particle Accelerator Conference (IPAC '17) (Internet), p.277 - 280, 2017/06
多重ペインティング入射は、大強度陽子加速器で重要な要素となっている。J-PARC RCSでは、垂直方向ペイント用電磁石は入射ビーム輸送系に、リング内には水平ペイント用電磁石を入射点前後に設置し、横方向ペイントを実現している。ペイントパターンの設定は、パルス電磁石の電流波形パターンで決定している。しかし、その評価には、ビーム軌道の時間変化を直接測定するのが望ましい。リニアックからのビームは、リングRFにマッチさせるため櫛状にチョップされている。このような形状で、パルス毎の位置決定は難しいと思われていたが、今回、1マイクロ秒毎の時間平均での測定が可能であることを示した。リングに入射されたビームについては、リニアックの高周波成分が、入射後数周でデバンチして消えるので、入射時間の最初は、ビーム位置を決めることができた。但し、途中からは再バンチ化による測定への影響が確認され、この問題について取り組む必要があることが分かった。
190
Simulation studies of transverse beam instabilities and measures beyond 1 MW beam power in the 3-GeV RCS of J-PARC
Saha, P. K.; 菖蒲田 義博; 發知 英明
Proceedings of 8th International Particle Accelerator Conference (IPAC '17) (Internet), p.3750 - 3752, 2017/06
Transverse impedance of the extraction kicker magnets is a significant beam instability source in the 3-GeV RCS of J-PARC. Based on systematic simulations and experimental studies designed 1 MW beam power has been successfully accomplished in the RCS by using a proper choice on the betatron tunes and by reducing the degree of chromaticity correction. In order to ensure 1 MW beam power at the present MLF target even when RCS beam sharing to the MR is increased in the near future due to upgraded MR cycle as well as when a second target station is constructed at the MLF, a beam power of around 1.5 MW has to be realized in the RCS. However, the simulation shows that the present kicker impedance has to be reduced at least a half in order to stabilize the beam 1.5 MW beam power. A reduction of the kicker impedance is very essential in order to realize more than 1 MW beam power in the RCS.
191
Stabilization of timing system operation of J-PARC Linac and RCS
高橋 博樹; 林 直樹; 伊藤 雄一*; 川瀬 雅人*; 澤邊 祐希*
Proceedings of 8th International Particle Accelerator Conference (IPAC '17) (Internet), p.4000 - 4002, 2017/06
J-PARC LinacおよびRCSのタイミングシステムデータ(遅延値、ステータスなど)は、統括計算機によって監視、制御される。この統括計算機ハードウェアを更新後に、タイミングシステムにおいてデータ破損(誤データの伝送)が発生するようになった。そこで、タイミングシステムVMEのソフトウェアに新たな機能を追加し、データ破損の原因調査を行った。調査によりPCI-Expressリフレクティブメモリが接続された場合に発生すること、および、約25枚のリフレクティブメモリが接続されるとデータ破損が発生することが明らかとなった。本報告では、調査の詳細と、調査結果に基づいて実施したタイミングシステムの運用安定化について報告する。
192
Development of a back analysis method for the estimation of in situ stress based on the measured convergence in the Horonobe Underground Research Laboratory
青柳 和平; 亀村 勝美*; 名合 牧人*; 菅原 健太郎*; 松原 誠*
Proceedings of ITA-AITES World Tunnel Congress 2017 (WTC 2017) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2017/06
高レベル放射性廃棄物地層処分場の建設において、地下坑道の設計の高度化に資するために、処分場周辺の初期地圧状態の情報が重要である。これまで、初期地圧計測は、国内外の多くの現場で行われてきたが、評価結果のバラつきは大きいことがしばしばある。そのため、坑道の支保設計への反映が難しいという問題がある。この背景を踏まえ、本研究では、坑道で取得された内空変位計測結果に基づき、広域的な地圧状態を推定するための逆解析手法を構築することを目的とした。解析には、幌延深地層研究センターの深度350mの周回坑道において、様々な方向で計測された内空変位のデータを使用した。また、解析モデルには、周回坑道周辺の断層や不連続面を取り入れ、地質構造の影響も含めて詳細な検討を行った。解析による地圧の推定結果は、地下施設建設前に実施した水圧破砕法による測定結果に概ね整合するものであったため、広域地圧状態の推定における本手法の適用可能性が示された。
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Experience in MOX fuel fabrication at the PFPF for the fast reactor
鈴木 紀一; 沖田 高敏; 青野 茂典
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development (FR-17) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2017/06
プルトニウム燃料第三開発室(PFPF)では、1988年より、工学規模での高速炉用MOX燃料の製造技術開発及び常陽・もんじゅの用MOX燃料の製造を行ってきた。特に、低密度仕様である「もんじゅ」の燃料製造では、様々な課題に直面したものの、製造技術の高度化により、それらの課題を克服してきた。本発表では、これまでにPFPFで培われた工学規模でのMOX燃料製造技術及び近年の燃料製造技術開発成果について報告する。
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Basic visualization experiments on eutectic reaction between boron carbide and stainless steel under sodium-cooled fast reactor conditions
山野 秀将; 鈴木 徹; 神山 健司; 工藤 勇*
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development (FR-17) (USB Flash Drive), 11 Pages, 2017/06
本報は、我が国で設計されている第4世代ナトリウム冷却高速炉(750MWe級)における炉心損傷事故での溶融炉心の炭化ホウ素(B$$_{4}$$C)とステンレス鋼(SS)の共晶反応及び移動挙動の重要性を示すとともに、それらの挙動に着目した1500$$^{circ}$$Cを超える高温条件下での可視化基礎実験について発表する。まず、予想される挙動を考慮して厳密摂動計算ツールを用いて反応度推移を計算し、B$$_{4}$$C-SS共晶生成物移動挙動が大きな不確かさを持っており反応度推移のうえで重要であることを示した。この挙動を明らかにするため、高温加熱炉の中に溶融SSをB$$_{4}$$Cペレットに接触させ、その反応を可視化する基礎実験を実施した。その実験により、共晶反応を可視化するとともに、固化した試験体の上部で密度分離によりB$$_{4}$$C-SS共晶生成物が固化・移動した様子が示された。
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The Safety design criteria development and summary of its update for the Generation-IV SFR systems
Sofu, T.*; 岡野 靖
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development (FR-17) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2017/06
第4世代原子炉に関わる国際フォーラム(GIF)は第4世代ナトリウム冷却炉の安全設計クライテリア(SDC)構築を2013年5月に完了した。SDCはGIFの安全・信頼性目標を反映し、GIFの基本的安全アプローチを踏襲したものである。SDCのねらいは、系統機器に関わるクライテリアの標準を構築し、GIF参加国間の安全設計のハーモナイゼーションを達成することにある。SDCの公開に続き、SDCは国際機関及び各国規制関連機関によるレビューとその反映が図られた。2年間にわたるレビュー及びフィードバックは、IAEA、米国NRC、フランスIRSN、中国NNSAとの間でなされた。本論文はSDC構築の経緯と国際レビューでのコメント及び提案を基にした改定の概要をまとめたものである。
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Identification of important phenomena under sodium fire accidents based on PIRT process
青柳 光裕; 内堀 昭寛; 菊地 晋; 高田 孝; 大野 修司; 大島 宏之
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development (FR-17) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2017/06
ナトリウム冷却高速炉のナトリウム燃焼時には、多くの現象が複合して生じる。本研究では、ナトリウム燃焼時の重要現象を同定するためにPIRT手法を適用した。本PIRT手法においては、要因分析を用いて重要度評価を実施する上での適切な評価指標を設定するとともに、要素および事象進展の両分析から関連現象を抽出した。重要度評価は事象進展に評価指標を関連付けて実施して、重要度評価表を完成させた。またモデルの妥当性評価のための評価マトリクスを構築した。
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Progress of design and related researches of sodium-cooled fast reactor in Japan
上出 英樹; 阪本 善彦; 久保 重信; 大木 繁夫; 大島 宏之; 神山 健司
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development (FR-17) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2017/06
東日本大震災以降、日本におけるナトリウム冷却高速炉の開発において安全性の強化、特にシビアアクシデント対策が重要な視点となっている。本論文ではこれらの点での設計ならびに研究開発の進捗を報告する。崩壊熱除去系の強化では炉心損傷事故時の対応を含む多様性、信頼性の向上、熱流動評価手法にかかる研究が行われている。炉心損傷事故時の溶融燃料の挙動について、国際協力を含む炉内試験、炉外試験、基盤的研究が行われ、シビアアクシデントの発生防止の観点での炉心設計改良が進んでいる。
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Recent activities of the safety and operation project of the sodium-cooled fast reactor in the Generation IV International Forum
Vasile, A.*; Ren, L.*; Fanning, T.*; Tsige-Tamirat, H.*; 山野 秀将; Kang, S. H.*; Ashurko, I.*
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development (FR-17) (USB Flash Drive), 15 Pages, 2017/06
安全運転(SO)に関するタスクは3つのワークパッケージに分類している。具体的には、WP-SO-1「手法、モデル及びコード」では安全評価のためのツール開発、WP-SO-2「実験計画及び運転経験」では実験施設やナトリウム冷却高速炉(例えば、もんじゅ、フェニックス、BN-600やCEFR)のメンテナンスや試験経験、WP-SO-3「革新的な設計や安全システムに関する研究」では第4世代炉の安全技術、例えば、能動的及び受動的安全系や他の特定設計設備に関連したものである。本論文は、そのSOプロジェクトの最近の活動について記述する。
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Extraction and separation of Se, Zr, Pd, and Cs including long-lived radionuclides
佐々木 祐二; 森田 圭介; 鈴木 伸一; 塩飽 秀啓; 伊藤 圭祐; 高橋 優也*; 金子 昌章*
Solvent Extraction Research and Development, Japan, 24(2), p.113 - 122, 2017/06
硝酸溶液からオクタノール又はドデカン溶媒へのSe, Zr, Pd, Csの溶媒抽出を行った。これら元素は長半減期の核種を含み、高レベル廃液の処理にとってこれら元素の簡便な分離方法の開発が不可欠である。Seはフェニレンジアミン、ZrはHDEHP又はTODGA、PdはMIDOA又はNTAアミドで抽出可能である。CsはDtBuDB18C6を用いて、抽出溶媒を水相の10倍を用いることで90%回収を達成できることを確認した。
200
In-situ residual stress analysis during thermal cycle of a dissimilar weld joint using neutron diffraction and IEFEM
秋田 貢一; 柴原 正和*; 生島 一樹*; 西川 聡*; 古川 敬*; 鈴木 裕士; Harjo, S.; 川崎 卓郎; Vladimir, L.*
溶接学会論文集(インターネット), 35(2), p.112s - 116s, 2017/06
Residual stresses near the weld metal of the joints before and after a thermal cycle were measured using a reactor based neutron diffraction technique in room temperature. In-situ residual stress measurements were performed on the plate type sample using a pulsed neutron diffraction technique under thermal cycles. Residual stress behaviors of the samples were examined also by the idealized explicit FEM (IEFEM), which agreed well with the experimental results of the residual stress behaviors during thermal cycles. Thermal stresses were induced near the weld metal by the difference of the linear expansion coefficients of the dissimilar base metals. Since the thermal stress exceeded the yield stress of the material during the first heating process, the residual stresses near the weld metal were redistributed and a part of the residual stress was relaxed.