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1
Development of fuel temperature calculation code for HTGRs
稲葉 良知; 西原 哲夫
Annals of Nuclear Energy, 101, p.383 - 389, 2017/03
 パーセンタイル:0(Nuclear Science & Technology)
高温ガス炉燃料の熱的健全性を確保するために、通常運転時の燃料最高温度は設計目標値以下にする必要がある。ブロック型高温ガス炉の炉心熱流動設計において、燃料最高温度は、熱出力、炉心形状、出力分布と照射量分布及び炉心冷却材流量配分を考慮して評価される。高温工学試験研究炉(HTTR)の設計段階で使用された燃料温度計算コードは、UNIXシステム上での動作を前提としており、その操作と実行手順は複雑で、ユーザーフレンドリーではなかった。それゆえ、簡便な操作と実行手順のようなユーザーフレンドリーなシステムを持つ新しい燃料温度計算コードFTCCを開発した。本論文では、FTCCの計算対象とモデル、基礎式、HTTR設計コードからの改良点及びFTCCによる検証計算の結果を示した。FTCCによる計算結果は、HTTR設計コードの結果とよく一致し、FTCCは今後、高温ガス炉用設計コードの1つとしてとして使用される。加えて、燃料最高温度の低減化に与える燃料冷却形態の効果を、FTCCを使って調べた。その結果、燃料コンパクトの中心孔冷却及び一体型燃料を用いたギャップレス冷却による効果が、非常に高いことがわかった。
2
Interaction of rare earth elements and components of the Horonobe deep groundwater
桐島 陽*; 久野 温*; 雨宮 浩樹; 窪田 卓見*; 紀室 辰伍*; 天野 由記; 宮川 和也; 岩月 輝希; 水野 崇; 佐々木 隆之*; et al.
Chemosphere, 168, p.798 - 806, 2017/02
 パーセンタイル:0(Environmental Sciences)
高レベル放射性廃棄物地層処分における性能評価上重要な核種である3価マイナーアクチニド(MA(III))は、天然の地下水中に存在する懸濁粒子や溶存イオン、コロイドなどと吸着反応や錯形成反応などの相互作用を起こし、見かけ上の溶解度が増加する可能性が知られている。このため、これらの放射性核種と地下水中に含まれる物質との相互作用を理解しておくことは、地層中でのこれらの放射性核種の移行評価を行う上で重要である。本研究では、堆積岩地域である幌延地域の深部地下水を用いて、MA(III)のナチュラルアナログである希土類元素(REEs)を添加し、フィルターでろ過することにより、REEsの天然地下水中における挙動を調べた。その結果、イオン半径の小さいREEsほど地下水中に多く溶存している傾向が明らかになった。また、比較的大部分のREEsはリン酸塩として存在している可能性が強く示唆された。この結果は、高レベル放射性廃棄物の廃棄体から遠い将来に放出されると予想されているMA(III)の移行挙動を予測する上で、リン酸陰イオンが重要な役割を果たすことを示唆している。
3
Evaluation of neutron nuclear data on platinum isotopes
柴田 恵一
Journal of Nuclear Science and Technology, 54(2), p.147 - 157, 2017/02
 パーセンタイル:0(Nuclear Science & Technology)
次期汎用評価済み核データライブラリJENDLのためにプラチナ同位体の中性子核データを$$10^{-5}$$eVから20MeVのエネルギー範囲で評価した。天然同位体の分離共鳴パラメータはMughabghabの推奨値を採用した。非分離共鳴パラメータは核反応モデルにより計算された全断面積及び捕獲断面積を再現するように決定した。分離共鳴領域以上のエネルギーでは、統計模型コードCCONEを用いて断面積を評価した。計算では、複合核過程に加えて、前平衡及び直接過程を考慮した。中性子とプラチナ同位体との相互作用はチャネル結合光学模型ポテンシャルを用いた。評価結果は実験値とよく一致しており、既存の評価済みデータを上回るものであった。今回得られた結果から、ENDF形式でデータファイルを作成した。
4
Improvement of neutron startup source handling work by developing new transportation container for High-Temperature engineering Test Reactor (HTTR)
島崎 洋祐; 澤畑 洋明; 篠原 正憲; 柳田 佳徳; 川本 大樹; 高田 昌二
Journal of Nuclear Science and Technology, 54(2), p.260 - 266, 2017/02
 パーセンタイル:0(Nuclear Science & Technology)
HTTR(高温工学試験研究炉)では、起動用中性子源として小さなキャプセルに封入された$$^{252}$$Cf(3.7GBq)を3個炉内に装荷している。炉内黒鉛構造物の一つである制御棒案内ブロック内に中性子源入りの中性子源ホルダが装荷されており、約7年の頻度で交換している。中性子源入りの中性子源ホルダは輸送容器を使用して販売業者のホットセルからHTTR原子炉建家まで運搬される。中性子源ホルダの制御棒案内ブロックからの取出・装荷はHTTR原子炉建家内のメンテナンスピット内で行う。前回までの中性子源交換作業から、中性子源取扱作業の安全性向上を目的として輸送容器に係る2つの課題、作業者の被ばくリスク低減・予防及び中性子源ホルダの誤落下防止を抽出した。そして、これらの課題を解決できるHTTR起動用中性子源専用の輸送容器を従来の輸送容器のオーバーホールと同程度のコストで開発した。この結果、新たな輸送容器を使用して実施した中性子源の取扱作業は、安全に完遂された。
5
Algebraic design of multi-dimensional transfer function using transfer function synthesizer
河村 拓馬; 井戸村 泰宏; 宮村 浩子; 武宮 博
Journal of Visualization, 20(1), p.151 - 162, 2017/02
 パーセンタイル:0(Computer Science, Interdisciplinary Applications)
本論文では多変量向けボリュームレンダリングのための新しい伝達関数設計手法を提案する。従来的な手法ではGUIベースの伝達関数設計を行っていたために扱えるデータは2変量に限られていた。より高次元の伝達関数設計を対話的かつ直感的に行うために、Transfer Function Synthesizer (TFS)を開発した。TFSでは従来的なGUIや代数式で指定した1次元伝達関数を論理演算によって合成することで多次元伝達関数を生成する。TFSは多変量向けボリュームレンダリングを可能にするだけでなく、サーフェス可視化や画像合成をもボリュームレンダリングの枠組みで可能にする手法である。TFSは遠隔可視化システムPBVRに実装され原子力分野で計算された様々なデータに適用されている。
6
Sustainable and safe energy supply with seawater uranium fueled HTGR and its economy
深谷 裕司; 後藤 実
Annals of Nuclear Energy, 99, p.19 - 27, 2017/01
 パーセンタイル:0(Nuclear Science & Technology)
海水ウランを用いた高温ガス炉による持続的で安全なエネルギー供給について検討した。ウラン資源が無尽蔵に存在すれば、安全な高温ガス炉発電による永続的なエネルギー供給が可能である。海水ウランは大量に海水中に存在するため代替候補となりうる。海水ウランは45億トン存在し、7万2千年のエネルギー消費量に相当する。また、海水ウランは海底表面の岩盤に含まれる4.5兆トンのウランと平衡状態にあるため、これらも回収することができる。この量は7200万年の消費に相当する。現状の技術では海水ウランの回収コストはウランの市場価格よりも高価である。しかし、経済的に成立するか否かの判断はウラン回収コストのみではなく発電原価全体でなされるべきである。本研究では、海水ウランを用いた高温ガス炉による商用発電の発電原価について評価した。高温ガス炉は直接ガスタービンによる簡素なシステムにより、海水ウランを用いても高い経済性が期待できる。結果として、海水ウランを用いた高温ガス炉の発電原価は7.28円/kWhであり、在来型ウランを用いた軽水炉の8.80円/kWhよりも安価と評価された。
7
The Role of low-temperature organic matter diagenesis in carbonate precipitation within a marine deposit
宮川 和也; 石井 英一; 廣田 明成*; 小松 大祐*; 池谷 康祐*; 角皆 潤*
Applied Geochemistry, 76, p.218 - 231, 2017/01
 パーセンタイル:0(Geochemistry & Geophysics)
炭酸塩はその形成時に、地下水水質の変遷履歴などの古水理地質情報を記録している可能性があり、地下に形成された炭酸塩脈は、過去の環境の変遷を知る手掛かりになる。本研究では、北海道北部の新第三系海成堆積岩である声問層と稚内層中に見られる炭酸塩脈の産状のコントラストについて、炭酸の供給源の観点からその成因を検討した。炭酸塩脈は、珪藻質泥岩の声問層中にはほとんど見られないが、珪質泥岩の稚内層中には見られる。地下水中に溶存している多量のメタンは微生物活動による二酸化炭素還元反応によって形成されていることが、同位体比分析の結果から分かった。岩盤中の全有機物量は、声問層では深度の増加とともに小さくなるが、稚内層では深度によらず一定であることが分かった。これはこれらの地層境界が、有機物の続成作用区分としてダイアジェネシス期からカタジェネシス期への変化点に相当することを示唆しており、ガスや炭酸塩の炭素同位体比もまた、稚内層中では深度とともに急に重くなっていることが分かった。以上のことから、次のような炭酸塩脈の形成プロセスが考えられる。有機物の続成作用があまり進んでいない声問層では、微生物により有機物が分解され、二酸化炭素が地下水中に供給される。一方で、声問層と比較した時に、稚内層では続成作用が進んでおり、有機物が比較的分解されにくい。このため、メタン生成反応に伴う炭酸の消費が補われることがないため、同時に炭酸塩脈が形成されやすい環境であったことが推察された。
8
Elastically-homogeneous lattice models of damage in geomaterials
朝比奈 大輔*; 青柳 和平; Kim, K.*; Birkholzer, J.*; Birkholzer, J. T.*; Bolander, J. E.*
Computers and Geotechnics, 81, p.195 - 206, 2017/01
 パーセンタイル:0(Computer Science, Interdisciplinary Applications)
This study involves the development of the auxiliary stress approach for producing elastically-homogeneous lattice models of damage in geomaterials. The lattice models are based on random, three-dimensional assemblages of rigid-body-spring elements. Unlike conventional lattice or particle models, the elastic constants of a material (e.g., Young's modulus and Poisson's ratio) are represented properly in both global and local senses, without any need for calibration. The proposed approach is demonstrated and validated through analyses of homogeneous and heterogeneous systems under uni- and tri-axial loading conditions. Comparisons are made with analytical solutions and finite element results. Thereafter, the model is used to simulate a series of standard laboratory tests: (a) split-cylinder tests, and (b) uniaxial compressive tests of sedimentary rocks at the Horonobe Underground Research Laboratory in Hokkaido, Japan. Model inputs are based on physical quantities measured in the experiments. The simulation results agree well with the experimental results in terms of pre-peak stress-strain/displacement responses, strength measurements, and failure patterns.
9
Assessment of residual doses to population after decontamination in Fukushima Prefecture
森 愛理; 高原 省五; 石崎 梓; 飯島 正史; 眞田 幸尚; 宗像 雅広
Journal of Environmental Radioactivity, 166(Part 1), p.74 - 82, 2017/01
 パーセンタイル:0(Environmental Sciences)
福島第一原子力発電所事故により多量の放射性物質が環境中へ放出され、事故の影響を受けた地域で暮らす住民は日常生活を通して放射線を被ばくしている。住民の被ばく線量を管理するために、年間の追加被ばく線量を1mSv/y以下にするという長期的目標が定められ、この目標を達成するために、測定値における0.23$$mu$$Sv/hが除染実施の目安値とされた。本研究の目的は、この目安値に基づく除染作業の効果を明らかにし、今後の除染戦略における課題を抽出することである。本研究では確率論的なアプローチを用いて福島県内における屋内作業者、屋外作業者および自宅滞在者の年間の実効線量を評価した。本研究で用いた確率論的なモデルでは、生活パターンおよびCs-137の地表面濃度の変動を考慮した。評価の結果、福島県の全59の自治体のうち53の自治体における屋内作業者および自宅滞在者については、汚染発生から5年後の年間実効線量の95パーセンタイル値が1mSv/yを下回っていた(0.026-0.73mSv/y)。しかし、25の自治体の屋外作業者については1mSv/yを上回っていた(1.0-35mSv/y)。したがって屋内作業者および自宅滞在者に対しては目安値が有効であるが、屋外作業者にさらなる対策をすべきか否かを判断するためには、より現実的な仮定を用いた詳細な評価が必要であることがわかった。
10
Spectrum-dose conversion operator of NaI(Tl) and CsI(Tl) scintillation detectors for air dose rate measurement in contaminated environments
津田 修一; 斎藤 公明
Journal of Environmental Radioactivity, 166(Part 3), p.419 - 426, 2017/01
 パーセンタイル:0(Environmental Sciences)
東京電力福島第一原子力発電所事故後、福島県をはじめ東日本の広域において、環境中の空間線量率測定等が継続して実施されている。測定には、原子力発電所等で利用されるサーベイメータ等の測定器が使用され、それらは基準校正場と呼ばれる既知の放射線場において、一方向からの照射条件で線量の校正が行われている。しかし一般に、測定器は入射する放射線の方向によって異なる感度を有し、実際の環境中では、放射線は様々な方向から測定器に入射する。そこで本研究では、通常よく用いられるNaI(Tl)およびCsI(Tl)シンチレーション式測定器で得られる線量の光子入射方向依存性を評価するために、ほぼ無限に広がった地面に放射性核種が存在する環境をPHITSコード上で再現し、周辺線量当量に対する環境測定用のスペクトル-線量変換演算子(G(E)関数)を導出した。その結果、通常よく用いられるシンチレーション式測定器は、単色エネルギー光子の場合、線量を最大で約40%過大評価する可能性のあるものの、実際の環境中では+20%以内で環境線源に対する線量を再現することを明らかにした。
11
Measurements of air dose rates in and around houses in the Fukushima Prefecture in Japan after the Fukushima accident
松田 規宏; 三上 智; 佐藤 哲朗*; 斎藤 公明
Journal of Environmental Radioactivity, 166(Part 3), p.427 - 435, 2017/01
 パーセンタイル:0(Environmental Sciences)
Measurements of air dose rates in less contaminated areas were conducted in and around houses. The relation of both was summarized as dose reduction factors. For wooden and lightweight steel houses, the dose rates showed a positive correlation and linear regression with a slope-intercept form due to the natural background. The average dose reduction factor was 0.38 on the first floor. The reductions in indoor dose rates are observed because a patch of ground under each house is not contaminated (this is the so-called uncontaminated effect). The characteristics were clarified through Monte Carlo simulations. For reinforced steel-framed concrete houses, the dose rates did not show a correlation. It was found that there is a great variation in air dose rates even within one house, such as the size and shape of a house, construction materials acting as a shield and as sources, position (including height) within a room, floor number, total number of floors, and surrounding environment.
12
Investigation of absorption characteristics for thermal-load fluctuation using HTTR
栃尾 大輔; 本多 友貴; 佐藤 博之; 関田 健司; 本間 史隆; 澤畑 洋明; 高田 昌二; 中川 繁昭
Journal of Nuclear Science and Technology, 54(1), p.13 - 21, 2017/01
 パーセンタイル:0(Nuclear Science & Technology)
原子力機構ではGTHTR300Cの設計研究を行っている。水素製造施設のような熱利用系において発生した異常による熱負荷の変動が発生した場合でも、原子炉システムは、安定かつ安全な運転、更に安定な電力供給を継続することが求められている。そのためには、熱負荷変動を原子炉システムで吸収でき、安定かつ安全な運転を継続できることを実証する必要がある。原子力機構では、原子炉及びIHXによる熱負荷変動吸収特性を明らかにするために、核熱を伴わない熱負荷変動吸収試験を計画・実施した。その結果、原子炉は予想より大きな吸収容量を有しており、IHXも熱利用系で発生した熱負荷変動を吸収できることを明らかにすることができた。このことから、原子炉及びIHXは、熱利用系で発生した熱負荷変動の有意な吸収容量を有していることを確認した。さらに、RELAP5/MOD3に基づいた安全評価コードは、熱負荷変動吸収挙動を保守的に評価できることを確認した。
13
Applicability of polyvinylpolypyrrolidone adsorbent to treatment process of wastes containing uranium
大橋 裕介; 原田 雅幸*; 浅沼 徳子*; 安藤 詞音; 田中 祥雄; 池田 泰久*
Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 311(1), p.491 - 502, 2017/01
 パーセンタイル:0(Chemistry, Analytical)
ウランを含んだ廃棄物からのウラン回収法として、ポリビニルポリピロリドン(PVPP)吸着材の適用性を確認するため、ウラン廃棄物を溶解した塩酸溶液からの金属イオンのPVPPへの吸着及び溶離挙動を確認した。その結果、Na(I)及びAl(III)が高い濃度で存在しても、U(VI)種は選択的にPVPPに吸着されることが分かった。吸着したU(VI)種は純水によってPVPPから選択的に溶離し、溶離液から不純物含有量の少ないウランが得られた。これらの結果から、PVPP吸着材はウラン廃棄物処理への適用が期待できる。
14
Reduced-shifted conjugate-gradient method for a Green's function; Efficient numerical approach in a nano-structured superconductor
永井 佑紀; 篠原 康*; 二村 保徳*; 櫻井 鉄也*
Journal of the Physical Society of Japan, 86(1), p.014708_1 - 014708_9, 2017/01
 パーセンタイル:0(Physics, Multidisciplinary)
銅酸化物高温超伝導体や鉄系高温超伝導体に代表される非従来型超伝導体は、様々な産業への応用が期待され世界中で盛んに研究されている。これらの非従来型超伝導体などをデバイスとして応用するためには、第一原理計算などを駆使した物質の特徴を捉えたシミュレーション手法の開発が急務である。本稿では、上記課題に対し、ナノサイズの超伝導体のシミュレーション手法の開発に成功したことを報告する。なお、上記課題の解決にあたり、Reducedシフト共役勾配法(RSCG)法という大規模並列計算が可能な手法を超伝導シミュレーションに応用し、実際に機構の所有するスーパーコンピューターSGI ICE X上で大規模並列計算を行い、そのパフォーマンスを調べた。そして、従来の手法と比べて非常に高速で応用範囲が広いことを報告した。これらの結果は、超伝導体の基礎物性を明らかにする手法であるのみならず、第一原理計算と組み合わせることで物質の特徴を取り入れることができるため様々な異なる物質のナノ超伝導デバイスに適用可能であり、広く原子力分野の材料開発のためのシミュレーション基盤開発にも資する成果である。
15
Variational wavefunction for the periodic Anderson model with onsite correlation factors
久保 勝規; 大西 弘明
Journal of the Physical Society of Japan, 86(1), p.013701_1 - 013701_4, 2017/01
 パーセンタイル:0(Physics, Multidisciplinary)
We propose a variational wavefunction containing parameters to tune the probabilities of all the possible onsite configurations for the periodic Anderson model. We call it the full onsite-correlation wavefunction (FOWF). This is a simple extension of the Gutzwiller wavefunction (GWF), in which one parameter is included to tune the double occupancy of the $$f$$ electrons at the same site. We compare the energy of the GWF and the FOWF evaluated by the variational Monte Carlo method and that obtained with the density-matrix renormalization group method. We find that the energy is considerably improved in the FOWF. On the other hand, the physical quantities do not change significantly between these two wavefunctions as long as they describe the same phase, such as the paramagnetic phase. From these results, we not only demonstrate the improvement by the FOWF, but we also gain insights on the applicability and limitation of the GWF to the periodic Anderson model.
16
Modeling of Phosphorus Transport by Interstitial Dumbbell in $$alpha$$-Iron Using First-Principles-Based Kinetic Monte Carlo
海老原 健一; 鈴土 知明; 山口 正剛
Materials Transactions, 58(1), p.26 - 32, 2017/01
 パーセンタイル:0(Materials Science, Multidisciplinary)
原子炉圧力容器鋼における照射による粒界リン偏析を数値シミュレーションによって評価することを目指し、原子レベルの計算に基づく拡散レート方程式の開発を行っている。本研究では、第一原理計算で評価した格子間原子対の移動モデルおよび移動障壁エネルギーを用いたキネティックモンテカルロシミュレーションによって、鉄原子とリン原子の混合格子間原子対の拡散係数を評価した。評価した混合格子間原子対の拡散係数は、八面体格子間サイトを移動するリン原子の拡散係数とほぼ同じであり、空孔によるリン輸送の拡散係数よりかなり大きい値であった。さらに、八面体格子間サイトのリン原子を取り入れるように修正した拡散レート方程式に評価した拡散係数を組み入れ、照射誘起粒界リン偏析の数値シミュレーションをしたところ、八面体格子間サイトのリン原子に対する粒界における従来の境界条件が不適切であることが明らかとなった。今後、適切な境界条件を取り入れる必要がある。
17
Investigation of error estimation method of observational data and comparison method between numerical and observational results toward V&V of seismic simulation
鈴木 喜雄; 川上 義明*; 中島 憲宏
Mechanical Engineering Reviews, 4(1), p.15-00525_1 - 15-00525_18, 2017/01
耐震シミュレーションの検証と妥当性確認(Verification and Validation: V&V)に向けて、観測結果に含まれる誤差を見積もる方法と、見積もった誤差を用いて観測結果とシミュレーション結果の比較を行う方法について、これまでどのような方法が利用あるいは提案されているか調査した。調査の結果、観測結果に含まれる誤差を見積もる方法としては、分解能、直線性、感度温度係数、零点変動の温度係数、横感度などの記録時における誤差混入、換振器特性によるそれら誤差の増幅、エイリアジングの影響と後処理段階での零基線設定などを考慮し、それぞれから生じる誤差を個別に見積もるとともに統合して見積もる必要があることが分かった。観測結果とシミュレーション結果の比較を行う方法としては、これまで、主に6つの方法が利用あるいは提案されており、それぞれどのような利点・欠点があるか整理した。その結果、比較を行う方法は必ずしも十分確立されておらず、各方法を欠点を考慮しながら利用していく、いくつかの方法を組み合わることでそれぞれの欠点をカバーしていく、あるいは、新たな方法を模索していく必要があることが分かった。
18
One-dimensional spinon spin currents
廣部 大地*; 佐藤 正寛*; 川股 隆行*; 塩見 雄毅*; 内田 健一*; 井口 亮*; 小池 洋二*; 前川 禎通; 齊藤 英治
Nature Physics, 13(1), p.30 - 34, 2017/01
 パーセンタイル:0(Physics, Multidisciplinary)
Quantum spin fluctuation in a low-dimensional or frustrated magnet breaks magnetic ordering while keeping spin correlation. Such fluctuation has been a central topic in magnetism because of its relevance to high-Tc superconductivity and topological states. However, utilizing such spin states has been quite difficult. In a one-dimensional spin-1/2 chain, a particle-like excitation called a spinon is known to be responsible for spin fluctuation in a paramagnetic state. Spinons behave as a Tomonaga-Luttinger liquid at low energy, and the spin system is often called a quantum spin chain. Here we show that a quantum spin chain generates and carries spin current, which is attributed to spinon spin current. This is demonstrated by observing an anisotropic negative spin Seebeck effect along the spin chains in Sr$$_{2}$$CuO$$_{3}$$. The results show that spin current can flow even in an atomic channel owing to long-range spin fluctuation.
19
Development of spin-wave-like dispersive excitations below the pseudogap temperature in the high-temperature superconductor La$$_{2-x}$$Sr$$_{x}$$CuO$$_{4}$$
松浦 直人*; 川村 奨*; 藤田 全基*; 梶本 亮一; 山田 和芳*
Physical Review B, 95(2), p.024504_1 - 024504_6, 2017/01
 パーセンタイル:0(Physics, Condensed Matter)
Inelastic neutron scattering measurements of magnetic excitations in hole-doped high-$$T_c$$ cuprates La$$_{2-x}$$Sr$$_{x}$$CuO$$_{4}$$ ($$x = 0$$ and 0.075) have been performed over a wide temperature range of 5 $$sim$$ 500 K extending beyond the pseudogap temperature of $$sim$$360 K for $$x = 0.075$$. For $$x = 0$$, the two-dimensional spin-wave excitations at low temperatures are thermally robust and the dispersion is slightly softened on heating up to $$T = 400$$ K. For $$x = 0.075$$, the spin-wave-like excitations in the upper part of the hourglass-shaped dispersion remain at $$T = 300$$ K. However, further heating above $$T = 400$$ K induces a broad ridge centered at $$(1/2, 1/2)$$; thereby the hourglass-shaped dispersion becomes blurred above the pseudogap temperature. The localized spin nature of magnetic excitations below $$T^*$$ suggests that the pseudogap is related to a proximity to a Mott insulator rather than being a precursor of Cooper pairs.
20
Search for the $$0^{--}$$ Glueball in $$Upsilon(1S)$$ and $$Upsilon(2S)$$ decays
Jia, S.*; 谷田 聖; Belle Collaboration*; 他170名*
Physical Review D, 95(1), p.012001_1 - 012001_13, 2017/01
 パーセンタイル:0(Astronomy & Astrophysics)
We report the first search for the $$J^{PC}=0^{--}$$ glueball in $$Upsilon(1S)$$ and $$Upsilon(2S)$$ decays with data samples of $$(102pm2)$$ million and $$(158pm4)$$ million events, respectively, collected with the Belle detector. No significant signals are observed in any of the proposed production modes, and the 90% credibility level upper limits on their branching fractions in $$Upsilon(1S)$$ and $$Upsilon(2S)$$ decays are obtained. The inclusive branching fractions of the $$Upsilon(1S)$$ and $$Upsilon(2S)$$ decays into final states with a $$chi_{c1}$$ are measured to be $$B(Upsilon(1S) to chi_{c1} + {rm anything} = (1.90 pm 0.43 ({rm stat.}) pm 0.14 ({rm syst.})) times 10^{-4}$$ with an improved precision over prior measurements and $$B(Upsilon(2S) to chi_{c1} + {rm anything} = (2.24 pm 0.44 ({rm stat.}) pm 0.20 ({rm syst.})) times 10^{-4}$$ for the first time.
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ランダムフォレスト法による$$gamma$$線スペクトルを用いた放射性廃棄物ドラム缶の分類
秦 はるひ; 石森 有
Radioisotopes, 66(1), p.1 - 10, 2017/01
放射性廃棄物ドラム缶の分類に対し、機械学習法の一つであるランダムフォレスト法が適用できるか検討した。ウランの起源が天然または回収燃料かで分類された954点のドラム缶の$$gamma$$線スペクトルデータを利用した。300点を訓練データ用にとりわけ、残りの654点のスペクトルデータを用いて、ランダムフォレストの分類の正答率を評価した。カウント数の対数の差分値をとる前処理を行う場合、ランダムフォレスト法で654点を正確に分類できた。
22
Numerical simulation of surface energy and water balances over a semiarid grassland ecosystem in the West African Savanna
Quansah, E.*; 堅田 元喜; Mauder, M.*; Annor, T.*; Amekudzi, L. K.*; Bliefernicht, J.*; Heinzeller, D.*; Balogun, A.*; Kunstmann, H.*
Advances in Meteorology, 2017, p.6258180_1 - 6258180_11, 2017/00
乾燥・半乾燥地域における大気からの入力放射エネルギーの地表面での潜熱・顕熱への分配を精緻に予測することは、気象モデルに考慮されている陸面交換過程の研究を進める上で重要な課題である。本研究では、鉛直1次元多層大気-土壌-植生モデルSOLVEGを用いて、西アフリカのサバンナ生態系の乾季および雨季の地表面エネルギー・水収支の数値シミュレーションを行った。数値計算の結果、それぞれの季節について、モデルは観測された地表面熱フラックス(正味放射量、顕熱、潜熱、および地中伝導熱)の日変化の傾向を再現した。また、計算値と観測値の間の相関係数、平均二乗誤差、および標準正規偏差の統計量の比較によりモデルの性能を評価し、モデルのパラメータを適切に与えることによって、サバンナ生態系で観測された地表面熱収支、土壌からの蒸発、植生からの蒸散などのダイナミクスを定量的に再現できる可能性を明らかにした。
23
Structural engineering studies on reinforced concrete structure using neutron diffraction
鈴木 裕士; 楠 浩一*; 兼松 学*; 向井 智久*; Harjo, S.
Materials Research Proceedings, Vol.2, p.25 - 30, 2017/00
これまでの研究において、コンクリート内部の鉄筋の応力分布を測定するうえで、中性子回折法はひずみゲージ法に代わる新たな測定技術になりうることが示された。本研究においては、鉄筋コンクリート構造の構造力学研究における中性子回折法のさらなる可能性を見出すために、中性子回折法による付着応力度評価の可能性について検討した。中性子回折法により測定した付着応力度分布には、鉄筋とコンクリート間の不均一な付着状態を示唆するいくつかのピークが見られた。この結果は、位置分解能の高い中性子回折法により、鉄筋の節周りに生じる局所的な付着抵抗状態の評価が可能であることを示している。中性子回折法により測定した付着応力度分布は、鉄筋コンクリート構造における鉄筋とコンクリート間の付着メカニズムの詳しい理解につながるものと期待される。
24
Effect of interaction of embedded crack and free surface on remaining fatigue life
勝又 源七郎*; Lacroix, V.*; Li, Y.
AIMS Materials Science, 3(4), p.1748 - 1758, 2016/12
This paper focuses on the interaction between an embedded crack and a free surface of a component as well as on its effects on the remaining fatigue lives of embedded cracks using the proximity rules provided by the FFS codes. It is shown that the remaining fatigue lives for the embedded cracks strongly depend on the crack aspect ratio and location from the component free surface. In addition, it can be said that the proximity criteria defined by the API and RSE-M codes give overly conservative remaining lives. On the contrary, WES and AME codes always give long remaining lives and non-conservative estimations. When the crack aspect ratio is small, ASME code gives non-conservative estimation.
25
Determination of $$^{107}$$Pd in Pd recovered by laser-induced photoreduction with inductively coupled plasma mass spectrometry
浅井 志保; 蓬田 匠; 佐伯 盛久*; 大場 弘則*; 半澤 有希子; 堀田 拓摩; 北辻 章浩
Analytical Chemistry, 88(24), p.12227 - 12233, 2016/12
 パーセンタイル:100(Chemistry, Analytical)
放射性廃棄物中の放射能インベントリを合理的に積算するためには、実廃棄物の分析値によって裏付けられた信頼性の高い放射能評価値が不可欠である。$$^{107}$$Pdは、高レベル放射性廃棄物(HLW)の主要な発生源である使用済燃料中に存在し、HLWの放射能評価対象核種の1つとされている。しかしながら、測定が困難であるため実測値の報告例がなくHLW中存在量は未評価である。本研究では、ICP-MSによる使用済燃料中$$^{107}$$Pdの定量を目的とし、パルスレーザー照射によって誘起されるPdの光還元反応を利用した迅速簡便な分離法を開発した。方法の妥当性検証のため使用済燃料試料に適用したところ、20分のレーザー照射によって使用済燃料試料中に存在する約90%のPdが回収され、かつ不純物がほとんど存在しない純粋なPd沈殿が得られた。したがって、不純物による測定干渉がない正確な$$^{107}$$Pd定量値が得られ、初めての実測例となった。
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A Trajectory generation method for mobile robot based on iterative extension-like process
川端 邦明
Artificial Life and Robotics, 21(4), p.500 - 509, 2016/12
本論文では、繰り返し伸長型プロセスに基づいた移動ロボットの軌道生成手法について提案を行う。実世界での移動ロボットの活用を考えれば、軌道はその都度直面する状況に応じて生成されなければならない。提案手法では、オンラインで繰り返し軌道セグメントと呼ばれる局所的な軌道の伸長を行う形式の軌道生成手法の計算手法について述べる。
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希土類元素・トリウムおよびウランの堆積岩中における保持状態; 北海道幌延地域における調査例
村上 拓馬; 笹本 広; 水野 崇
地球化学, 50(4), p.299 - 317, 2016/12
高レベル放射性廃棄物の地層処分の安全評価に関して、地層中における長期にわたる物質の移動現象を調査するための手法開発が重要である。本研究では、幌延地域の地下深部に分布する堆積岩(声問層および稚内層)を一例に、希土類元素、トリウムおよびウランの分布(保持)状態を調査した。また、水理地質特性や岩相の違いによるこれら元素の分布状態への影響についても検討した。その結果、声問層および稚内層中の希土類元素やトリウムは、陸域起源の砕屑物由来の鉱物や堆積物埋没後の続成作用の過程で生じた二次鉱物に保持されており、地層の違いに依らず比較的均質に分布していると考えられた。また、ウランは、堆積時あるいは続成作用の過程の中で有機物への吸着や有機物の分解に伴う還元環境の形成により地層中に固定され、現在に至るまで長期にわたり保持されてきたと推察された。さらに、水理地質特性・岩相の違いによるこれらの元素の分布状態への影響は認められなかった。
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黒雲母の塑性変形を伴う破砕帯の活動年代; FT熱年代解析による制約
末岡 茂; 島田 耕史; 石丸 恒存; 丹羽 正和; 安江 健一; 梅田 浩司*; 壇原 徹*; 岩野 英樹*
フィッション・トラックニュースレター, (29), p.5 - 7, 2016/12
もんじゅ敷地内の破砕帯は、高温環境下で生じる黒雲母の塑性変形を伴う。これらについて、アパタイトフィッション・トラック(AFT)解析により、変形年代の制約を試みた。AFT年代は50-17Maを示し、最新活動面沿いでは相対的に若い年代を示す、全体としては約19Maに貫入した玄武岩からの距離に応じて若くなる、という傾向が見られた。これらのデータを基に検討を加えた結果、破砕帯周辺が黒雲母の塑性変形温度に達した時期は、68-50Maの花崗岩貫入後の急冷時と約19Maの玄武岩貫入時であり、破砕帯沿いの変形はこれらの時期に生じたと解釈できる。
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新学術「地殻ダイナミクス」の概要と熱年代学による貢献
田上 高広*; 末岡 茂; Kohn, B. P.*; 福田 将眞*
フィッション・トラックニュースレター, (29), p.1 - 2, 2016/12
新学術研究「地殻ダイナミクス」は2014年度から開始された分野横断型の学術研究プロジェクトで、東北地方太平洋沖地震が起こったテクトニックな背景の解明のために、島弧地殻の基本的な特性や状態の理解を目指している。そのうち、「A02異なる時空間スケールにおける日本列島の変形場の解明」班では、様々な時空間スケールにおける歪・歪速度場の推定と統一的な理解を目指している。われわれは、近年進展の著しい低温領域の熱年代学手法を用いて、地質学的時間スケール(10$$^{5}$$$$sim$$10$$^{7}$$年)の鉛直歪速度の復元を行っている。日本列島における既存の熱年代データのコンパイル、奥羽脊梁山脈の解析、飛騨山脈の解析の3つについて、概要と最新の成果を報告する。
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Thermo 2016 in Maresiasの参加報告
末岡 茂; 田上 高広*
フィッション・トラックニュースレター, (29), p.26 - 28, 2016/12
第15回熱年代学国際会議(Thermo2016)が、2016年9月19日から9月23日にかけて、ブラジル、サンパウロ州のMaresiasで開催された。本会議には、世界20ヶ国から131人(+8人の招待講演者)が出席し、口頭44件、ポスター44件の計88件の発表が行われた。これらについて、報告者らの印象に残った講演や雑感などを中心に報告する。
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第40回日本フィッション・トラック研究会実施報告
末岡 茂
フィッション・トラックニュースレター, (29), p.29 - 34, 2016/12
第40回日本フィッション・トラック研究会が、2016年3月4日から3月6日にかけて、石川県金沢市のしいのき迎賓館3FセミナールームBにて開催された。本研究会は、ESR応用計測研究会及びルミネッセンス年代測定研究会と合同で行われ、55名の参加者により、31件の発表が行われた。また、3月5日には、第40回フィッション・トラック研究会総会も行われ、今後のフィッション・トラック研究会の体制や運営方法などについて議論された。
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F1見学会; 福島第一原子力発電所見学報告、追録
須藤 俊幸
原子力・放射線部会報(インターネット), (19), P. 15, 2016/12
経済産業省の汚染水処理対策委員会トリチウム水タスクフォースの報告書では、薄めて海に放出する方法が最もコストが安く最短で処分できると評価されていることに関し、その放射能がどの程度のものなのか把握するための一助として、原子力発電所や再処理施設からの放出量と比較について述べた。
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日本放射線影響学会第59回大会ワークショップ「計算シミュレーションによる放射線生物研究」開催報告
佐藤 達彦; 浜田 信行*
放射線生物研究, 51(4), p.397 - 401, 2016/12
2016年10月26日$$sim$$28日にかけて広島市で開催された日本放射線影響学会第59回大会において、著者らが座長となり「計算シミュレーションによる放射線生物研究」と題したワークショップを開催した。ワークショップには約50名の参加があり、国内でシミュレーションによる放射線生物研究を実施している研究者6名が講演した。各演題のタイトルは「DNA損傷・飛跡構造解析に関する研究」・「照射・非照射細胞混在環境を模擬した確率的モデルによる細胞応答に関する研究」・「低線量放射線生体影響研究における数理モデルの有用性」・「細胞生存率モデルを用いた粒子線治療に関する研究」・「白内障の自然発症モデルの構築」・「時空間的異質性を考慮した発がん数理モデル解析」で、ミクロからマクロまで幅広い範囲をカバーしている。また、ワークショップでは、各テーマで必要となる入力情報やそこから得られる出力情報を整理することにより、テーマ間の連携可能性について重点的に議論した。本稿では、ワークショップの概要をまとめるとともに、各発表内容を簡単に紹介する。
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Simultaneous recovery and separation of rare earth elements in ferromanganese nodules by using ${{it Shewanella putrefaciens}}$
藤本 潤; 田中 万也; 渡邊 直子; 高橋 嘉夫*
Hydrometallurgy, 166, p.80 - 86, 2016/12
 パーセンタイル:100(Metallurgy & Metallurgical Engineering)
本研究では、鉄還元菌を用いた鉄マンガン団塊からの希土類元素回収法について検討を行った。本研究の特長は鉄マンガン団塊の分解と回収が一つの水溶液系において実現できることである。乳酸ナトリウムを電子供与体として鉄還元菌を嫌気的雰囲気下において培養し、鉄マンガン団塊を還元溶解させた。その結果、鉄マンガン団塊の溶解に伴って水溶液中に放出された希土類元素が再度鉄還元菌の細胞表面に吸着することが確認された。pH7の0.5M NaCl溶液を用いた際に希土類元素の吸着量が最大であった。
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The Welded joint strength reduction factors of modified 9Cr-1Mo Steel for the advanced loop-type sodium cooled fast reactor
山下 拓哉; 若井 隆純; 鬼澤 高志; 佐藤 健一郎*; 山本 賢二*
Journal of Pressure Vessel Technology, 138(6), p.061407_1 - 061407_6, 2016/12
 パーセンタイル:0(Engineering, Mechanical)
Modified 9Cr-1Mo steel (ASME Gr.91) is widely used in fossil power plants. In the advanced loop type sodium cooled fast reactor, modified 9Cr-1Mo steel is going to be adopted as a structural material. In welded joints of enhanced creep-strength ferritic steels including modified 9Cr-1Mo steel, creep strength may markedly degrade, especially in the long-term region. This phenomenon is known as Type-IV damage. Therefore, considering strength degradation due to Type-IV damage is necessary. In this study, we propose a creep strength curve and a welded joint strength-reduction factor (WJSRF). The creep strength curve of welded joints was proposed by employing a second-order polynomial equation with LMP using the stress range partitioning method. WJSRF was proposed on the basis of design creep rupture stress intensities. The resulting allowable stress was conservative compared with that prescribed in the ASME code. In addition, the design of the hot-leg pipe in the advanced loop type sodium cooled fast reactor was reviewed considering WJSRF.
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Effect of thermo-mechanical treatments on nano-structure of 9Cr-ODS steel
岡 弘; 丹野 敬嗣; 大塚 智史; 矢野 康英; 上羽 智之; 皆藤 威二; 大沼 正人*
Nuclear Materials and Energy (Internet), 9, p.346 - 352, 2016/12
The effect of thermo-mechanical treatments (TMTs) on the evolution of nano-structure in an oxide dispersion strengthened (ODS) ferritic/martensitic steel (Fe-9Cr-2W-0.22Ti-0.36Y2O3) was investigated. TMTs involve hot extruding and subsequent forging, which are expected to be part of a future industrial-scale manufacturing process of the ODS steel. It was shown that the ODS steel was composed of two phases - a fine-grained residual ferrite phase and a transformable martensite phase. The number density of the nano-sized particles in the residual ferrite phase was significantly higher than that in the martensite phase. The TMTs did not significantly affect the number density, but slightly affected the size distribution of the nano-sized particles in both ferrite phase and martensite phase. Moreover, the volume fraction of the residual ferrite phase decreased after TMTs. In summary, the TMT conditions could be a parameter which affects the nano-structure of the ODS steel.
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Dissolution behavior of lithium compounds in ethanol
古川 智弘; 平川 康; 近藤 浩夫; 金村 卓治
Nuclear Materials and Energy (Internet), 9, p.286 - 291, 2016/12
国際核融合材料照射試験施設(IFMIF)の中性子源として使用されるリチウムは、大気中の酸素や窒素と容易に化学反応を生じる。IFMIFにおいて使用機器の交換の場合には、その機器に付着したリチウムは、酸化リチウムや水酸化リチウムのようなリチウムに変化することから、これらを交換する機器から安全に除去することが要求される。本研究では、候補洗浄剤であるエタノール中における各種のリチウム化合物(窒化物、水酸化物および酸化物)の溶解挙動について、温度および時間をパラメータに調べた。
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Tensile properties and hardness of two types of 11Cr-ferritic/martensitic steel after aging up to 45,000 h
矢野 康英; 丹野 敬嗣; 関尾 佳弘; 岡 弘; 大塚 智史; 上羽 智之; 皆藤 威二
Nuclear Materials and Energy (Internet), 9, p.324 - 330, 2016/12
The relationship among tensile strength, Vickers hardness and dislocation density for two types of 11Cr-ferritic/martensitic steel (PNC-FMS) was investigated after aging at temperatures between 400 and 800$$^{circ}$$C up to 45,000 h and after neutron irradiation. A correlation between tensile strength and Vickers hardness was expressed empirically. The linear relationship for PNC-FMS wrapper material was observed between yield stress and the square of dislocation density at RT and aging temperature according to Bailey-Hirsch relation. Therefore, it was clarified that the correlation among dislocation density, tensile strength and Vickers hardness to aging temperature to aging temperature was in good agreement. On the other hand, the relationship between tensile strength ratio when materials were tested at aging temperature and Larson-Miller parameter was also in excellent agreement with aging data between 400 and 700$$^{circ}$$C. It was suggested that this correlation could use quantitatively for separately evaluating irradiation effects from neutron irradiation data containing both irradiation and aging effects.
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Strength anisotropy of rolled 11Cr-ODS steel
丹野 敬嗣; 矢野 康英; 岡 弘; 大塚 智史; 上羽 智之; 皆藤 威二
Nuclear Materials and Energy (Internet), 9, p.353 - 359, 2016/12
核融合炉のブランケットおよび高速炉の燃料被覆管といった炉内機器の材料は、高熱流束と中性子重照射にさらされるため、高温強度と耐照射性に優れている必要がある。その候補材料として酸化物分散強化型(ODS)鋼の開発が進められている。原子力機構(JAEA)では先進高速炉の燃料被覆管用に9Crおよび11Cr-ODS鋼の開発を進めている。本研究ではJAEA-11Cr-ODS鋼を圧延し、その異方性を評価するため、圧延方向と横断方向について引張試験とクリープ試験を700$$^{circ}$$Cで実施した。その結果、引張強さでは異方性を示さなかったが、クリープ強度では明瞭な異方性を示した。各種観察と元素分析の結果、クリープ強度異方性はTi析出物を内包した旧粉末境界が原因であると分かった。
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Overview and outcomes of the OECD/NEA benchmark study of the accident at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station
永瀬 文久; Gauntt, R. O.*; 内藤 正則*
Nuclear Technology, 196(3), p.499 - 510, 2016/12
 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)
OECD/NEAが主催する福島第一原子力発電所での事故に関するベンチマーク研究計画(BSAF計画)を2012年の11月に開始した。計画の目標は、事故の進捗と燃料デブリの分布を含む炉内状況を推定し、福島第一原子力発電所の廃止作業に反映することである。8ヵ国の15研究機関がシビアアクシデント総合解析コードを用いて、地震から6日間について、熱流動挙動を解析した。冷却材水位、水素発生量、炉心溶融の開始と進展、圧力容器の破損、溶融固化物の分布と組成、及び溶融物とコンクリートの反応について参加者から提出された計算結果を比較検討した。本論文は、比較と議論の結果を不確かさ及びデータニーズとともにプロジェクトの成果として取り纏めたものである。
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Azimuthally anisotropic emission of low-momentum direct photons in Au+Au collisions at $$sqrt{s_{NN}}=200$$ GeV
Adare, A.*; 長谷川 勝一; 今井 憲一; 永宮 正治; 佐甲 博之; 佐藤 進; 谷田 聖; PHENIX Collaboration*; 他545名*
Physical Review C, 94(6), p.064901_1 - 064901_14, 2016/12
 被引用回数:1 パーセンタイル:100(Physics, Nuclear)
The PHENIX experiment at the BNL Relativistic Heavy Ion Collider has measured second- and third-order Fourier coefficients of the azimuthal distributions of direct photons emitted at midrapidity in Au+Au collisions at $$sqrt{s_{NN}}=200$$ GeV for various collision centralities. Combining two different analysis techniques, results were obtained in the transverse momentum range of $$0.4 < p_T < 4.0$$ GeV/$$c$$. At low $$p_T$$ the second-order coefficients, $$v_2$$, are similar to the ones observed in hadrons. Third-order coefficients, $$v_3$$, are nonzero and almost independent of centrality. These new results on $$v_2$$ and $$v_3$$, combined with previously published results on yields, are compared to model calculations that provide yields and asymmetries in the same framework. Those models are challenged to explain simultaneously the observed large yield and large azimuthal anisotropies.
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Measurements of double-helicity asymmetries in inclusive $$J/psi$$ production in longitudinally polarized $$p+p$$ collisions at $$sqrt{s}=510$$ GeV
Adare, A.*; 今井 憲一; 長谷川 勝一; 永宮 正治; 佐甲 博之; 佐藤 進; 谷田 聖; PHENIX Collaboration*; 他328名*
Physical Review D, 94(11), p.112008_1 - 112008_10, 2016/12
 パーセンタイル:0(Astronomy & Astrophysics)
We report the double-helicity asymmetry, $$A_{LL}^{J/psi}$$, in inclusive $$J/psi$$ production at forward rapidity as a function of transverse momentum $$p_T$$ and rapidity $$|y|$$. The data analyzed were taken during $$sqrt{s}=510$$ GeV longitudinally polarized $$p+p$$ collisions at the Relativistic Heavy Ion Collider in the 2013 run using the PHENIX detector. At this collision energy, $$J/psi$$ particles are predominantly produced through gluon-gluon scatterings, thus $$A_{LL}^{J/psi}$$ is sensitive to the gluon polarization inside the proton. We measured $$A_{LL}^{J/psi}$$ by detecting the decay daughter muon pairs $$mu^+mu^-$$ within the PHENIX muon spectrometers in the rapidity range $$1.2<|y|<2.2$$. In this kinematic range, we measured the $$A_{LL}^{J/psi}$$ to be $$0.012 pm 0.010 ({rm stat}) pm 0.003 ({rm syst})$$. The $$A_{LL}^{J/psi}$$ can be expressed to be proportional to the product of the gluon polarization distributions at two distinct ranges of Bjorken $$x$$: one at moderate range $$x cong 5 times 10^{-2}$$ where recent data of jet and $$pi^0$$ double helicity spin asymmetries have shown evidence for significant gluon polarization, and the other one covering the poorly known small-x region $$x cong 2 times 10^{-3}$$ Thus our new results could be used to further constrain the gluon polarization for $$x < 5 times 10^{-2}$$.
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On the structure observed in the in-flight $$^{3}$$He($$K^{-}, Lambda p)n$$ reaction at J-PARC
関原 隆泰; Oset, E.*; Ramos, A.*
Progress of Theoretical and Experimental Physics (Internet), 2016(12), p.123D03_1 - 123D03_27, 2016/12
 パーセンタイル:0(Physics, Multidisciplinary)
In this contribution we theoretically investigate what is the origin of the peak structure observed in the E15 experiment of the in-flight $$^{3}$$He($$K^{-}, Lambda p)n$$ reaction at J-PARC, which could be a signal of the lightest kaonic nuclei, that is, the $$bar{K} N N (I=1/2)$$ state. For the investigation, we evaluate the $$Lambda p$$ invariant mass spectrum assuming two possible scenarios to interpret the experimental peak. One assumes that the $$Lambda(1405)$$ resonance is generated after the emission of an energetic neutron from the absorption of the initial $$K^-$$, not forming a bound state with the remaining proton. The other scenario implies that, after the emission of the energetic neutron, a $$bar{K} N N$$ bound state is formed. Our results show that the experimental signal observed in the in-flight $$^{3}$$He($$K^{-}, Lambda p)n$$ reaction at J-PARC is qualitatively well reproduced by the assumption that a $$bar{K} N N$$ bound state is generated in the reaction, definitely discarding the interpretation in terms of an uncorrelated $$Lambda (1405) p$$ state.
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四季による固体のダイナミクス研究
梶本 亮一
Radioisotopes, 65(12), p.523 - 534, 2016/12
パルス中性子源に設置されたチョッパー型中性子分光器は広い運動量・エネルギー空間のダイナミクスを測定することが可能であり、液体・ソフトマターから固体まで幅広い対象における研究に用いられている。J-PARCにおいても4台のチョッパー型中性子分光器が設置されているが、四季はその中でも最も早く稼働した装置であり、10$$^{-1}$$$$sim$$$$10^2$$meVのエネルギー領域におけるダイナミクスを大強度・高効率で測定することが可能である。本稿では四季における固体ダイナミクス研究の例を単結晶試料の測定例を基に紹介する。
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Nanoscopic structural investigation of physically cross-linked nanogels formed from self-associating polymers
関根 由莉奈; 遠藤 仁*; 岩瀬 裕希*; 竹田 茂生*; 向井 貞篤*; 深澤 裕; Littrell, K. C.*; 佐々木 善浩*; 秋吉 一成*
Journal of Physical Chemistry B, 120(46), p.11996 - 12002, 2016/11
 パーセンタイル:100(Chemistry, Physical)
コントラスト変調中性子小角散乱法を用いてコレステロール置換プルラン(CHP)が形成するナノゲルの内部微細構造の評価を行った。溶媒の重水分率の異なるCHPナノゲル水溶液の散乱強度を分離してCHPナノゲルを構成するプルラン、コレステロール、プルランーコレステロールのcross-termの部分散乱関数を求めて解析を行った。結果、プルラン鎖が形成するナノゲル骨格は半径8.1nmの大きさであった。また、CHPナノゲル内において、約3個のコレステロール分子から成る架橋点が19個形成され、フラクタル次元2.6で分布していることを明らかにした。また、架橋点と高分子鎖のcross-termを解析したところ、部分鎖の大きさは半径約1.7nmであった。以上の結果より、ナノゲルの内部微細構造を明らかにした。
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放射能分析建屋内への放射性セシウムの混入状況及び混入低減策
栗田 義幸; 三枝 純; 前田 智史
日本放射線安全管理学会誌, 15(2), p.180 - 185, 2016/11
2012年に原子力機構は環境レベルの放射能分析を行うための分析所を福島市に整備した。この分析所の主要な測定対象核種である放射性セシウム($$^{134}$$Cs, $$^{137}$$Cs)について、屋内への混入状況とその影響をゲルマニウム検出器を用いた$$gamma$$線スペクトロメトリに基づき調査した。その結果、表面汚染密度は通常の放射線管理における検出下限値を大きく下回り、放射能測定に影響を与えるレベルではないことが確認された。
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Measurements of directed, elliptic, and triangular flow in Cu+Au collisions at $$sqrt{s_{NN}}=200$$ GeV
Adare, A.*; 長谷川 勝一; 今井 憲一; 永宮 正治; 佐甲 博之; 佐藤 進; 谷田 聖; PHENIX Collaboration*; 他397名*
Physical Review C, 94(5), p.054910_1 - 054910_18, 2016/11
 被引用回数:1 パーセンタイル:100(Physics, Nuclear)
Measurements of anisotropic flow Fourier coefficients ($$v_n$$) for inclusive charged particles and identified hadrons $$pi^{pm}$$, $$K^{pm}$$, $$p$$, and $$bar{p}$$ produced at midrapidity in Cu+Au collisions at $$sqrt{s_{NN}}=200$$ GeV are presented. The data were collected in 2012 by the PHENIX experiment at the Relativistic Heavy-Ion Collider (RHIC). The particle azimuthal distributions with respect to different-order symmetry planes $$Psi_n$$, for $$n=$$1, 2, and 3 are studied as a function of transverse momentum $$p_T$$ over a broad range of collision centralities. Mass ordering, as expected from hydrodynamic flow, is observed for all three harmonics. The charged-particle results are compared with hydrodynamical and transport model calculations. We also compare these Cu+Au results with those in Cu+Cu and Au+Au collisions at the same $$sqrt{s_{NN}}$$ and find that the $$v_2$$ and $$v_3$$, as a function of transverse momentum, follow a common scaling with $$1/(epsilon_n N_{rm part}^{1/3})$$.
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Development of air cooling performance evaluation method for fuel debris on retrieval of Fukushima Daiichi NPS by dry method, 2; Outline of numerical method and preliminary analysis of free convection around fuel debris
山下 晋; 上澤 伸一郎; 吉田 啓之
Proceedings of 10th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-10) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2016/11
福島第一原子力発電所廃止措置における燃料デブリ取り出し工法において、気中工法が検討されている。気中における燃料デブリの冷却能力の検討が、この工法実現のための重要な課題であるといえる。しかしながら、燃料デブリの形状や表面温度には大きな不確かさがあり、冷却能力を評価するには、それらの影響を含めて自然対流による冷却能力を評価する必要がある。そこで原子力機構では、JUPITERコードを使って、燃料デブリの自然対流による冷却能力を評価できる手法の開発を行っている。本報では、解析手法の概要と予備解析として実施した、模擬体系での自然対流による燃料デブリから気中への熱伝達の評価結果等について発表する。
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Development of air cooling performance evaluation method for fuel debris on retrieval of Fukushima Daiichi NPS by dry method, 3; Heat transfer and flow visualization experiment of free convection adjacent to upward facing horizontal surface
上澤 伸一郎; 柴田 光彦; 山下 晋; 吉田 啓之
Proceedings of 10th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-10) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2016/11
A dry method for fuel debris retrieval is proposed for decommissioning of TEPCO's Fukushima Daiichi NPS. However, air cooling performance has not yet been strictly evaluated for the fuel debris. We have developed an evaluation method based on a numerical simulation code, JUPITER, to understand the cooling performance. Moreover, a heat transfer and flow visualization experiment in air is also conducted in order to validate the numerical analysis. In this paper, to decide measurement targets of the experiment, we roughly estimated the heat transfer of the fuel debris exposed to the air. The rough estimation indicated that the evaluation of the free convection and the radiation heat transfer were important to understand the heat transfer of the debris. Considering the estimations, a preliminary experiment for the free convection in air adjacent to upward-facing horizontal heat transfer surface was conducted to discuss applicability of the temperature measurement systems and the flow visualization systems to the experiment for the validation of the JUPITER. By the preliminary experiment, we confirmed that heat transfer temperature, air temperature and emissivity can be measured with thermocouples and the infrared camera. The applicability of a PIV to measure velocity fields of the free convection in air was also confirmed.
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Improvements to the simmer code model for steel wall failure based on EAGLE-1 test results
豊岡 淳一; 神山 健司; 飛田 吉春; 鈴木 徹
Proceedings of 10th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-10) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2016/11
In this paper, for the purpose establishing more generalized models for the SIMMER code to reproduce the effect of steel component on mixture-to-wall heat transfer in the EAGLE-1 program, the authors performed a model improvement for the SIMMER code to treat the direct contact of the molten steel in a more mechanistic manner. By this model improvement, evaluations with unifying agreement on a result of the EAGLE-1 program using the SIMMER code could be possible.
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Production of droplets during liquid jet impingement onto a flat plate
Yi, Z.*; 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 10th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-10) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2016/11
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、ウェーバー数とストローハル数、オーネゾルゲ数の関数として定式化できることが示された。
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Identification of important phenomena under sodium fire accidents based on PIRT process with factor analysis in sodium-cooled fast reactor
青柳 光裕; 内堀 昭寛; 菊地 晋; 高田 孝; 大野 修司; 大島 宏之
Proceedings of 10th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-10) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2016/11
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。
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Development of air cooling performance evaluation method for fuel debris on retrieval of Fukushima Daiichi NPS by dry method, 1; Outline of research project
吉田 啓之; 上澤 伸一郎; 山下 晋; 永瀬 文久
Proceedings of 10th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-10) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2016/11
To perform the decommissioning of the TEPCO's Fukushima Daiichi Nuclear Power Station, it is considered that application of four methods (full submersion, submersion, partial submersion and dry methods) to perform fuel debris retrieval from the reactor pressure vessels and the primary containment vessels. In the dry method, the fuel debris is exposed in air, and neither cooling nor filling of water is involved. Therefore, by using this method, the stopping water leakage from the PCV is not necessary. However, evaluation of the cooling performance of air convection for fuel debris is required to perform this method. JAEA starts the research project to develop an evaluation method to estimate the air cooling performance for fuel debris. The evaluation method is developed based on the JUPITER, which has been originally developed to estimate the relocation behavior of melting fuel, in order to estimate the cooling performance by considering the melting fuel debris distribution as initial and boundary conditions. To develop and validate the simulation method for the air cooling of the fuel debris, experimental database is required. Then, a heat-transfer and flow visualization experiment of free and/or mixed convection adjacent to upward-facing horizontal surface is conducted in this research project.
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Study on spray cooling capability for spent fuel pool at coolant loss accident, 1; Research plan
Liu, W.; 永武 拓; 柴田 光彦; 小泉 安郎; 吉田 啓之; 根本 義之; 加治 芳行
Proceedings of 10th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-10) (USB Flash Drive), 4 Pages, 2016/11
福島第一原子力発電所における事故を踏まえ、原子力発電所や再処理施設にある使用済燃料プールに対しては、冷却機能の喪失によるプール水位の低下に伴う、燃料の温度上昇に起因した燃料破損、再臨界等の事故発生防止のため、注水機能の強化等の安全対策が求められている。この使用済燃料プールにおける安全対策としては、可搬式スプレイによる注水が期待されているが、使用済燃料プールにおける冷却性能に関しては、評価手法が確立されていない。そこで、原子力機構では、事故時における使用済燃料プール挙動評価手法開発の一部として、スプレイ冷却性能評価手法の確立を目的とした研究を行っている。この評価手法開発においては、使用済燃料プールに保管された燃料集合体の冷却に直接関与することが考えられる気液対向流制限(CCFL)や、スプレイにより生成された液滴径がCCFL挙動に及ぼす影響などの基礎的な現象の明確化、及びコード検証用データの取得が必要である。本報では、現象の明確化、検証用データ取得のための試験を含む、本研究の計画について紹介する。
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J-PARC MRにおける大強度ビーム取り出し時の空胴電圧変動
田村 文彦; 吉井 正人*; 大森 千広*; 山本 昌亘; 野村 昌弘; 島田 太平; 長谷川 豪志*; 原 圭吾*
Proceedings of 13th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.808 - 810, 2016/11
J-PARC MRは現在、ニュートリノ実験に約390kWの大強度陽子ビームを供給している。ビームはキッカー電磁石を用いた速い取り出しにより取り出されるが、ビームの取り出し直後に20マイクロ秒程度の短時間空胴電圧が跳ね上がることがわかった。これは、RFフィードフォワード法によるビームローディング補償信号が、ビーム取り出し後も系の遅延時間だけ出続けることが原因である。MRの金属磁性体空胴は、Q値が22と低いために、ビーム負荷の急激な変動に対して10マイクロ秒程度の応答時間で反応してしまう。ビーム強度の増加につれ、電圧の跳ね上がりが増加傾向にあり、この電圧の跳ね上がりは共振用の真空コンデンサの寿命に関連があると考えられるため、対策が必要である。本発表では、跳ね上がりの抑止の結果およびビームローディングの解析について示す。この電圧変化はRCSではより影響が大きいが、RCSへの応用も期待できる。
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J-PARC運転データアーカイバにおけるHBase/Hadoopのバージョンアップ対応及びZooKeeperを使ったデータ収集ツールの冗長化
池田 浩; 菊澤 信宏; 吉位 明伸*; 加藤 裕子
Proceedings of 13th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.637 - 640, 2016/11
J-PARCのLINAC, RCSから得られる制御に必要な大量なデータは、現在PostgreSQLに格納しているが、これをHBaseに格納する計画を進めている。HBaseはいわゆるNoSQLと呼ばれるデータストアで、大量のデータをスケーラブルに扱うことが可能である。HBaseはHadoop上で構築され、両者ともZooKeeperを利用した冗長性の管理が行われている。本格的な運用に先立って、我々のクラスタのHBase/Hadoopのバージョンアップを再度行った。これは、旧バージョンが既にサポート外であること、HBaseのAPIに関する後方互換性の明示的表明、運用開始後はバージョンアップが困難になることが理由として挙げられる。これに伴い、キックスタートや監視スクリプトの修正、これまで作成したツールのアップデートを行った。一方、HBase/Hadoopはデータを堅固に保護するが、そもそもデータを格納できなければこの堅固性は意味を失う。このため、HBase等と同様にZooKeeperを用いてデータ収集ツールを冗長化し、複数ノードに配備することで障害発生時に自動的に対応できるようにした。本発表では、バージョンアップの対応の内容、及び、データ収集ツールの冗長化とその過程で判明した問題について報告する。
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J-PARC 3GeV RCSキッカー電磁石電源の現状
富樫 智人; 高柳 智弘; 山本 風海; 金正 倫計
Proceedings of 13th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.725 - 728, 2016/11
大強度陽子加速器施設(J-PARC)の3-GeV RCS(Rapid Cycling Synchrotron)では、3GeVに加速した大強度陽子ビームの取り出しにサイラトロンスイッチを採用したキッカー電磁石電源システムを利用している。本システムの電源は、使用開始からおよそ10年が経過しているが、定期的な保守点検や消耗品の交換を実施する事により現在も順調な稼働を継続している。また、サイラトロンの取り扱いについては、長年の経験をもとにした維持管理手法の確立により高い稼働率を維持するとともに、寿命については平均で10,000時間を超える利用が可能な状況にまで改善されている。一方、消耗品については、経年的に製造中止品が増加しており、代替え品の選定が懸案となっている。また、高圧機器の絶縁と冷却に使用しているシリコン油についても耐電圧性能の劣化が進んでいる傾向があり性能の回復方法や入れ替え手順などの検討が必要となってきている。本報告では、これまでの運転状況並びに保守点検結果を交えながらキッカー電磁石電源の現状について報告する。
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J-PARCイオン源の現状
大越 清紀; 池上 清*; 高木 昭*; 浅野 博之; 上野 彰; 柴田 崇統*; 南茂 今朝雄*; 神藤 勝啓; 小栗 英知
Proceedings of 13th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.940 - 943, 2016/11
J-PARCリニアックのセシウム添加高周波駆動型(RF)負水素イオン源は、2014年10月から運転を行っている。2015年、本学会で報告した良質アンテナの選別やアンテナダメージを軽減する立上げ方法に効果があり、ここ一年間はアンテナ破損によるビーム停止は発生していない。利用運転では、ピーク電流を33mAから45mAに増加させたが、特に故障もなく1,350時間の連続運転に成功している。ビーム電流値の安定度は、フィードバックシステムにより、低エネルギービーム輸送系(LEBT)にて$$pm$$2%以内に維持できている。本発表では、RF負水素イオン源の最近1年間の運転実績及びトラブルの報告の他、イオン源テストスタンドの整備状況についても報告する。
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J-PARC 3MeVリニアック用制御システム開発
澤邊 祐希*; 石山 達也; 高橋 大輔; 加藤 裕子; 鈴木 隆洋*; 平野 耕一郎; 武井 早憲; 明午 伸一郎; 菊澤 信宏; 林 直樹
Proceedings of 13th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.647 - 651, 2016/11
J-PARCでは実機の安定運転に必要なビームスクレーパ照射試験およびレーザ荷電変換試験を実施するために3MeVリニアックを再構築した。3MeVリニアックは、セシウム添加高周波駆動負水素イオン源(RFイオン源)から負水素イオンビームを取り出し、高周波四重極型リニアック(RFQ)で3MeVまでビームを加速する。3MeVリニアックを制御するには、加速器およびレーザから人への安全を確保する人的保護システム(PPS)、加速器構成機器を保護するための機器保護システム(MPS)、各機器の同期をとるタイミングステム、およびEPICSを用いた遠隔制御システムが重要となる。本発表では、これらの3MeVリニアック用制御システムについて報告する。
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J-PARC RCSエネルギー増強のための主電磁石の検討
谷 教夫; 渡辺 泰広; 發知 英明; 原田 寛之; 山本 昌亘; 金正 倫計; 五十嵐 進*; 佐藤 洋一*; 白形 政司*; 小関 忠*
Proceedings of 13th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.708 - 711, 2016/11
J-PARC加速器の大強度化を進めるために、3GeV RCSの加速エネルギーを現在の3GeVから3.4GeVに増強する案が検討されている。そのため、3.4GeVを目指したRCS電磁石の検討が行われた。空間電荷効果の影響でRCSからの3GeV 1MWビームでは、MRの入射部でのビームロスが5%と大きい。入射ビームを3.4GeVにすると、ビームロスが1%程度となり、MRで1MWビームの受け入れが可能となる。四極電磁石の検討では、磁場測定データを基に評価が行われた。四極電磁石は、3.4GeVでも電源の最大定格値を超えないことから、電磁石・電源共に対応可能であることがわかった。しかし、偏向電磁石は、3次元磁場解析データから、3.4GeVでは飽和特性が5%以上悪くなった。電源についても、直流及び交流電源の最大定格が現電源と比べて15%及び6.2%超えており、現システムでは難しいことがわかった。このため、偏向電磁石については、既存の建屋に収まることを前提として、電磁石の再設計を行った。その結果、電源は直流電源の改造と交流電源の交換で実現可能となることがわかった。本論文では、RCS電磁石の出射エネルギー増強における検討内容及びその結果見えてきた課題について報告する。
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Sensitivity analysis of xenon reactivity temperature dependency for HTTR LOFC test by using RELAP5-3D code
本多 友貴; 深谷 裕司; 中川 繁昭; Baker, R. I.*; 佐藤 博之
Proceedings of 8th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2016) (USB Flash Drive), p.704 - 713, 2016/11
高温ガス炉は固有の安全性を保有しており、この安全性を実証するために高温工学試験研究炉(HTTR)を用いて強制冷却喪失試験(LOFC試験)を実施している。原子炉出力9MWにおけるLOFC試験では、原子炉出力低下後に再臨界が確認された。これまで、強制冷却喪失事象を評価するため、RELAP5-3Dコードを用いて一点炉動特性解析手法の高度化を進めてきている。本研究では、高温ガス炉は原子炉出入口に大きな温度差があり、過渡時の温度変動領域が大きいことから、Xe-135反応度の温度依存性に着目し、Xe-135の吸収断面積の温度依存性について、原子炉出力9MWにおけるLOFC試験における再臨界への影響を評価した。その結果、このXe-135反応度の温度依存性の影響は非常に大きく、高温ガス炉の強制冷却喪失事象においてはこの温度依存性を適切に考慮することが重要であることを明らかにした。
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Conceptual design of iodine-sulfur process flowsheet with more than 50% thermal efficiency for hydrogen production
笠原 清司; 今井 良行; 鈴木 孝一*; 岩月 仁; 寺田 敦彦; Yan, X.
Proceedings of 8th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2016) (USB Flash Drive), p.491 - 500, 2016/11
原子力機構が開発を行っている商用高温ガス炉GTHTR300C(Gas Turbine High Temperature Reactor Cogeneration)を熱源とした、熱化学水素製造IS(iodine-sulfur)プロセスのフロー計算による概念検討を行った。水素製造効率を向上させる以下の革新的技術を提案し、プロセスに組み込んだ:ブンゼン反応廃熱の硫酸濃縮への回収、硫酸濃縮塔頂からの硫酸溶液投入による硫酸留出の抑制、ヨウ化水素蒸留塔内でのヨウ素凝縮熱回収。熱物質収支計算により、GTHTR300Cからの170MWの熱によって31,900 Nm$$^{3}$$/hの水素製造が可能であることが示された。上に示す革新的技術と、将来の研究開発により期待される高性能機器の採用によって、50.2%の水素製造効率の達成が見込まれた。
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Modelling of marine radionuclide dispersion in IAEA MODARIA program; Lessons learnt from the Baltic Sea and Fukushima scenarios
Peri$'a$$~n$ez, R.*; Bezhenar, R.*; Brovchenko, I.*; Duffa, C.*; Iosjpe, M.*; Jung, K. T.*; 小林 卓也; Lamego, F.*; Maderich, V.*; Min, B. I.*; et al.
Science of the Total Environment, 569-570, p.594 - 602, 2016/11
 パーセンタイル:100(Environmental Sciences)
IAEAのMODARIAプログラムの枠組みの中で、海洋拡散モデルの詳細な相互比較を、チェルノブイリ原子力発電所事故に伴うバルティック海及び東京電力福島第一原子力発電所事故に伴う福島沖海域における放射性物質の海洋汚染について、$$^{137}$$Csを対象として実施した。複数の海洋拡散モデルとしてBOXモデルや3次元力学モデル等の多様なモデルを用いた。バルティック海におけるモデル比較では極めて良好な一致を示したものの、福島沖海域における比較では各研究機関が所有する海況場を入力として計算した結果に大きな相違が確認されたが、海況場を統一することで良好な一致を得た。本研究結果から、複雑な海洋環境において政策決定支援システムとして運用するオペレーショナルモデルの構築には複数のモデルによるシミュレーション結果をアンサンブル平均するマルチモデルアンサンブル手法を採用することが妥当であることが示唆されたが、緊急時対応としてシステムを運用する際には計算負荷の大きいマルチモデルアンサンブル手法は非現実的であり、効果的な予測手法を継続して検討することが課題である。
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New reactor cavity cooling system (RCCS) with passive safety features; A Comparative methodology between a real RCCS and a scaled-down heat-removal test facility
高松 邦吉; 松元 達也*; 守田 幸路*
Annals of Nuclear Energy, 96, p.137 - 147, 2016/10
 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)
東京電力の福島第一原子力発電所事故(以下、福島事故)後、深層防護の観点から炉心損傷の防止対策が重要になった。そこで、動的機器および非常用電源等を必要とせず、福島事故のようにヒートシンクを喪失することのない、受動的安全性を持つ原子炉圧力容器の冷却設備を提案する。本冷却設備は安定して冷却できるため、定格運転時の一部の放出熱、および炉停止後の一部の崩壊熱を、常に安定的に受動的に除去できる。特に事故時において、本冷却設備が持つ冷却能力の範囲まで崩壊熱が減少した際、それ以降は非常用電源等が必要なくなり、長期間(無限時間)に渡って受動的な除熱が可能となる。一方、本冷却設備の優れた除熱性能を示すために、等倍縮小した除熱試験装置を製作し、ふく射および自然対流に関する実験条件をグラスホフ数を用いて決定することもできた。
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Remaining lives of fatigue crack growths for pipes with subsurface flaws and subsurface-to-surface flaw proximity rules
勝又 源七郎*; Li, Y.; 長谷川 邦夫*; Lacroix, V.*
Journal of Pressure Vessel Technology, 138(5), p.051402_1 - 051402_5, 2016/10
 パーセンタイル:0(Engineering, Mechanical)
日本及び米国の維持規格では、機器の自由表面近傍にある内部欠陥を表面欠陥に置き換える接近性ルールがある。本論文では配管の内表面近傍に存在する内部欠陥を対象にして、従来の規格にある接近性ルールと、著者らが新たに提案した接近性ルールを用いて、疲労亀裂進展による疲労余寿命を求めた。その結果、欠陥の形状や寸法によっては現行規格に含まれている接近性ルールは非保守的となる場合があり、われわれが提案した接近性ルールが有効なものであることが分かった。
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A Screening method for prevention of ratcheting strain derived from movement of temperature distribution
岡島 智史; 若井 隆純; 安藤 勝訓; 井上 康弘*; 渡邊 壮太*
Journal of Pressure Vessel Technology, 138(5), p.051204_1 - 051204_6, 2016/10
 パーセンタイル:0(Engineering, Mechanical)
In this paper, we simplify the existing method and propose a screening method to prevent thermal ratcheting strain in the design of practical components. The proposed method consists of two steps to prevent the continuous accumulation of ratcheting strain. The first step is to determine whether all points through the wall thickness are in the plastic state. The second step is to determine whether the accumulation of the plastic strain saturates. To validate the proposed method, we performed a set of elastoplastic finite element method (FEM) analyses, with the assumption of elastic perfectly plastic material. Not only did we investigate about the effect of the axial length of the area with full section yield state but also we investigated about effects of spatial distribution of temperature, existence of primary stress, and radius thickness ratio.
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環境試料中ストロンチウム-90分析用自動化システムの性能試験
藤田 博喜; 野島 健大; 永岡 美佳; 大澤 崇人; 横山 裕也; 小野 洋伸*
KEK Proceedings 2016-8, p.168 - 172, 2016/10
平成25年1月から平成27年3月までの期間において、復興促進プログラム(マッチング促進)として、「環境試料中ストロンチウム-90($$^{90}$$Sr)分析用自動化システムの開発」に取り組んだ。灰試料(農畜産物及び海水産物)を対象としてストロンチウムを単離するまでの工程を自動化することはできたが、実際の試料中$$^{90}$$Sr濃度測定を行うことができていなかったため、本システムによる分析を実施し、作業者による分析・測定結果と比較することにした。また、システムを改良し、各分析工程における装置の性能を向上させることができたので、その内容についても報告する。
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環境モニタリングにおける東電原発事故影響の評価に向けた検討(海産生物)
永岡 美佳; 松原 菜摘; 藤田 博喜; 中野 政尚
KEK Proceedings 2016-8, p.134 - 138, 2016/10
再処理施設周辺の環境モニタリングは、陸上環境放射能監視と海洋環境放射能監視に分類され、線量率等の監視、試料の採取、分析・測定等を行い、四半期毎に「環境放射線管理報告書」として原子力規制委員会に報告をしている。これらのモニタリング結果は、旧原子力安全委員会の「環境放射線モニタリング指針」に従って、原子力施設の平常運転時でのモニタリング結果から「平常の変動幅」を決定して、施設からの放射性物質放出の影響の有無を評価してきた。しかしながら、東京電力福島第一原子力発電所事故以降、茨城県の放射能状況は大きく変化し、特に線量率やセシウム-134($$^{134}$$Cs)及びセシウム-137($$^{137}$$Cs)において、「平常の変動幅」を上回った測定結果が観測され、これまでの「平常の変動幅」を用いたモニタリング結果の評価が困難である。このため、新たに「事故後の変動幅」を設定し、施設からの異常の有無を環境モニタリング結果から評価できるようにすることが求められている。そこで、本研究では、海産生物(シラス, カレイ又はヒラメ, 貝類, 褐藻類)を対象とし、$$^{134}$$Cs及び$$^{137}$$Csにおける「事故後の変動幅」を検討した結果を発表する。
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宅地における$$^{137}$$Cs分布特性
吉村 和也; 藤原 健壮; 斎藤 公明
KEK Proceedings 2016-8, p.67 - 71, 2016/10
平坦な浸透面の初期$$^{137}$$Cs沈着量に対する、宅地の各被覆要素における相対沈着量を求め、宅地における$$^{137}$$Cs分布状況を示すパラメータを得た。2015年1月時点の相対沈着量は平坦な浸透面で最も高く(0.92)、次いで地表舗装面(0.28)が高い値を示した。家屋外面を構成する屋根、壁、窓などの相対沈着量は0.1未満であり、事故後4年近く経過した建築物の汚染レベルは現時点で限定的であることが確認された。地上舗装面、及び屋根の相対沈着量は、チェルノブイリ原子力発電所事故後のヨーロッパのケースと異なる値を示した。そのため今後は、相対沈着量の変動要因を定量的に評価し、経時変化を把握することで地域固有のパラメータ化を行うことが正確な被ばく線量の予測評価に重要と考えられる。
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「第5回ANNRI研究会」会議報告
中村 詔司; 藤 暢輔; 木村 敦; 片渕 竜也*
核データニュース(インターネット), (115), p.49 - 60, 2016/10
2016年8月4日、東京工業大学先導原子力研究所にて開催された「第5回ANNRI研究会」の会議内容について報告するものである。本研究会は、日本原子力研究開発機構(JAEA)原子力基礎工学研究センター、J-PARCセンター(JAEA & KEK)、東京工業大学先導原子力研究所、及び首都大学東京との共同主催にて開催された。本研究会では、ANNRIにより切り拓かれつつある研究を中心に、関連する分野の最前線の研究成果について講演頂き、専門分野を超えて議論すると共に今後の利用を推進する上での課題や必要な取組について討議された。また、今回はANNRI建設にご尽力頂いた東京工業大学井頭政之教授の特別講演も併せて開催された。
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日本原子力学会「2016年秋の大会」核データ部会、炉物理部会、加速器・ビーム科学部会、及び「シグマ」特別専門委員会、企画・合同セッション「原子炉・加速器施設の廃止措置と放射化核データライブラリの現状」概要報告
中村 詔司
核データニュース(インターネット), (115), p.18 - 23, 2016/10
本件は、日本原子力学会2016年秋の大会(平成28年9月7日(水) 13:00$$sim$$14:30 (L会場))において、核データ部会、炉物理部会、加速器・ビーム科学部会、及び「シグマ」特別専門委員会の合同で開催された企画セッション「原子炉・加速器施設の廃止措置と放射化核データライブラリの現状」についての概要を報告するものである。セッションでは、廃止措置に向けた課題、九州大学で進めている実験施設の廃止措置の状況、廃止措置に伴う放射化量評価に資する核データライブラリの現状について等の発表があり、それらの発表内容をまとめている。
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Cataractogenesis following high-LET radiation exposure
浜田 信行*; 佐藤 達彦
Mutation Research; Reviews in Mutation Research, 770(Part B), p.262 - 291, 2016/10
 被引用回数:3 パーセンタイル:13.67(Biotechnology & Applied Microbiology)
眼の水晶体は、人体の中で最も放射線感受性の高い組織の一つであり、白内障は、あるしきい値以下の線量では生じない組織応答と考えられている。放射線による白内障発生を防ぐため、国際放射線防護委員会(ICRP)は、2011年以降、水晶体の線量限度値として20mSv/年を奨励している。しかし、この奨励値は、低LET放射線に対する白内障発生の知見から決められたものであり、生物学的効果比が高いと考えられている高LET放射線被ばくによる白内障発生に対して適切かどうかは、十分な検討が行われていない。そこで、本レビューでは、高LET放射線被ばくによる白内障発生に関するICRPの防護指針の変遷や、その疫学・放射線生物学に関する知見を整理するとともに、将来必要な研究に関して議論する。
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Investigation on the plasticity correction of stress intensity factor calculations for underclad cracks in reactor vessels
Lu, K.; 勝山 仁哉; Li, Y.
日本機械学会M&M2016材料力学カンファレンス講演論文集(インターネット), p.499 - 501, 2016/10
高経年化した原子炉圧力容器(RPV)の健全性評価では、加圧熱衝撃事象やRPV内表面近くに亀裂を想定し、それにより求められる応力拡大係数(K値)を用いた評価が行われている。クラッド下亀裂を想定する場合、RPVの内表面には肉盛溶接された相対的に降伏応力が低いステンレス鋼のクラッドがあるため、このクラッドの塑性の影響を考慮してK値を適切に算出する必要がある。われわれはこれまでに、国内3ループPWR型軽水炉のRPVにおけるクラッド下亀裂に対する三次元有限要素解析を行い、より合理的なK値を求めることができる塑性補正法を提案した。本報告では、これまでに提案したK値の塑性補正法について、中性子照射による影響を考慮した場合及び、2ループと4ループのようにPWR型軽水炉のRPVの形状が異なる場合の適用性について検討した結果をまとめる。
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半円より奥に深い亀裂の応力拡大係数解の比較
永井 政貴*; Lu, K.; 釜谷 昌幸*
日本機械学会M&M2016材料力学カンファレンス講演論文集(インターネット), p.481 - 483, 2016/10
近年、原子力発電プラントのニッケル合金溶接部において、アスペクト比$$a/l$$=0.5 ($$a$$:亀裂深さ、$$l$$:亀裂長さ)を超える半円より奥に深い応力腐食割れ(SCC)亀裂が検出される事例が報告されている。このような亀裂を有する構造物の健全性を合理的に評価するため、半円より奥に深い亀裂の応力拡大係数解が複数提案されている。本発表では、半円より奥に深い亀裂の応力拡大係数解について、解の相互比較およびSCCによる亀裂進展のベンチマーク解析を行い、異なる解による解析結果を報告する。
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海水塩析出物を伴う伝熱面の限界熱流束状態発生機構に関する研究
上澤 伸一郎; 小泉 安郎; 柴田 光彦; 吉田 啓之
日本機械学会熱工学コンファレンス2016講演論文集(USB Flash Drive), 2 Pages, 2016/10
東京電力福島第一原子力発電所事故では、炉心冷却のため海水が注入されたことから、炉内状況を正確に把握するためには、海水塩析出物が沸騰熱伝達に与える影響の評価が求められる。本発表では、海水プール核沸騰実験を行い、海水塩析出物を伴う伝熱面の温度逸走開始後から伝熱面焼損に至るまでの伝熱特性に焦点を当て、海水塩析出が伝熱面焼損に与える影響について議論する。実験の結果、天然海水と同海水塩濃度の3.5wt%、それよりも高濃度の7wt%, 9wt%, 10wt%の人工海水において、伝熱面表面に海水塩である硫酸カルシウムが析出し成長することで、特定の熱流束より伝熱面温度が連続的に上昇し、最終的には伝熱面が焼損することを確認した。その伝熱面焼損に至る物理機構はこれまで確認されてきた、蒸留水の場合の様な核沸騰限界に起因するものではなく、析出物厚さの成長に伴う経時的熱伝導劣化による海水特有の機構であった。また、析出した硫酸カルシウム二水和物が熱伝導率の低い無水和物へ転移することが示唆され、その転移による熱伝導の劣化も伝熱面焼損に影響を与えていると考えらえる。このように海水沸騰では、蒸留水とは異なるメカニズムによって伝熱面焼損が起きると考えられ、蒸留水よりも低熱流束で伝熱面が焼損する要因であると推測される。
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二重管内強制流動サブクール沸騰限界熱流束の予測
Liu, W.; Podowski, M. Z.*
日本機械学会熱工学コンファレンス2016講演論文集(USB Flash Drive), 2 Pages, 2016/10
強制流動サブクール沸騰は、加圧水型原子炉や核融合炉インバーターなどの高熱流束機器の冷却で表れる。これらの機器の出力は冷却限界、いわゆる限界熱流束(Critical Heat Flux、CHF)に制限される。強制流動サブクール沸騰に対する限界熱流束の予測に関して、基礎研究として円管を対象に多くの研究がなされてきたが、原子炉炉心のような複雑体系における予測技術は確立されていない。これまでに、炉心燃料集合体の簡略体である二重管を研究対象として、液相単相の速度分布計算に二重管用相関式を用いて、円管で検証されたCHF予測手法の妥当性を評価し、その適応性を確認した。しかし、炉心の燃料集合体等の複雑な流路に対して、相関式での対応には限界がある。そこで本研究では、二重管を対象として、汎用CFDコードとliquid sublayer dryoutモデルを組み合わせることで、複雑流路への適用性を向上させた強制流動サブクール沸騰限界熱流束予測手法を検討した。本手法により、二重管内のCHFを$$pm$$20%程度で予測できることを確認した。また、CHFの抗力係数、ボイド率、大気泡厚みに対する感度解析を実施し、抗力係数とボイド率の感度が高いことを確認した。
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Bayesian optimization analysis of containment venting operation in a BWR severe accident
Zheng, X.; 石川 淳; 杉山 智之; 丸山 結
Proceedings of 13th Probabilistic Safety Assessment and Management Conference (PSAM-13) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2016/10
Containment venting is one of essential measures to protect the integrity of the final barrier of a nuclear reactor, by which the uncontrollable release of fission products can be avoided. The authors seek to develop an optimization approach to the planning of containment-venting operations by using THALES2/KICHE. Factors that control the activation of the venting system, for example, containment pressure, amount of fission products within the containment and pH value in the suppression chamber water pool, will affect radiological consequences. The effectiveness of containment venting strategies needs to be confirmed through numerical simulations. The number of iterations, however, needs to be controlled for cumbersome computational burden of severe accident codes. Bayesian optimization is a computationally efficient global optimization approach to find desired solutions. With the use of Gaussian process regression, a surrogate model of the "black-box" code is constructed. According to the predictions through the surrogate model, the upcoming location of the most probable optimum can be revealed. The number of code queries is largely reduced for the optimum finding, compared with simpler methods such as pure random search. The research demonstrates the applicability of the Bayesian optimization approach to the design and establishment of containment-venting strategies under BWR severe accident conditions.
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Reliability enhancement of seismic risk assessment of NPP as risk management fundamentals; Quantifying epistemic uncertainty in fragility assessment using expert opinions and sensitivity analysis
崔 炳賢; 西田 明美; 糸井 達哉*; 高田 毅士*; 古屋 治*; 牟田 仁*; 村松 健
Proceedings of 13th Probabilistic Safety Assessment and Management Conference (PSAM-13) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2016/10
本研究では、原子力施設のフラジリティ評価における認識論的不確定性評価に関する検討を行っている。検討のひとつとして、フラジリティ評価にかかわる重要因子の抽出と定量化のため、3次元有限要素モデルと質点系モデルを用いた原子炉建屋の地震応答解析結果の感度解析を実施し、主要因子に起因するばらつきを評価した。その結果を活用し、原子力施設のフラジリティ評価フローにおける認識論的不確定性レベルを段階的に区分し、将来のフラジリティ評価に活用可能な形で「専門知ツリー」を提案した。
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In situ X-ray diffraction study of the oxide formed on alloy 600 in borated and lithiated high-temperature water
渡邉 真史*; 米澤 利夫*; 菖蒲 敬久; 城 鮎美; 庄子 哲雄*
Corrosion, 72(9), p.1155 - 1169, 2016/09
 パーセンタイル:100(Materials Science, Multidisciplinary)
In situ X-ray diffraction (XRD) measurements of the oxide film formed on Alloy 600 in borated and lithiated high-temperature water were conducted to demonstrate a capability to investigate rapid changes in oxide films during transient water chemistry conditions. In the presence of dissolved hydrogen (DH) = 30 cm$$^{3}$$/kg [H$$_{2}$$O] and dissolved oxygen (DO) $$<$$ 0.06 ppm, only spinel oxides were detected and no significant NiO peak was found even after 1,220 h exposure. By contrast, once the DO was increased to 8 ppm, a NiO peak grew rapidly. Within 7 h, the amount of NiO became comparable to that of spinel oxide. However, when DO was decreased again below 0.3 ppm and DH was increased up to 30 cm$$^{3}$$/kg [H$$_{2}$$O], the ratio of NiO to spinel did not change during 10 h. Thus, the rate of dissolution of NiO in DH = 30 cm$$^{3}$$/kg water seemed to be lower than the growth rate of NiO in high DO conditions.
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A Bonding study toward the quality assurance of Belle-II silicon vertex detector modules
Kang, K. H.*; 谷田 聖; Belle-II SVD Collaboration*; 他94名*
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 831, p.213 - 220, 2016/09
 パーセンタイル:100(Instruments & Instrumentation)
A silicon vertex detector (SVD) for the Belle-II experiment comprises four layers of double-sided silicon strip detectors (DSSDs), assembled in a ladder-like structure. Each ladder module of the outermost SVD layer has four rectangular and one trapezoidal DSSDs supported by two carbon-fiber ribs. In order to achieve a good signal-to-noise ratio and minimize material budget, a novel chip-on-sensor "Origami" method has been employed for the three rectangular sensors that are sandwiched between the backward rectangular and forward (slanted) trapezoidal sensors. This paper describes the bonding procedures developed for making electrical connections between sensors and signal fan-out flex circuits (i.e., pitch adapters), and between pitch adapters and readout chips as well as the results in terms of the achieved bonding quality and pull force.
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長期予測の視点から今後の腐食防食技術への期待
谷口 直樹
材料と環境, 65(9), p.363 - 364, 2016/09
本稿は腐食防食学会発行の学術専門誌の巻頭言として投稿するものである。地層処分におけるオーバーパック研究者の立場から数値モデル化、腐食モニタリングについて腐食防食技術向上への期待を述べた。
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Development of a drift-kinetic simulation code for estimating collisional transport affected by RMPs and radial electric field
菅野 龍太郎*; 沼波 政倫*; 佐竹 真介*; 松岡 清吉; 高丸 尚教*
Contributions to Plasma Physics, 56(6-8), p.592 - 597, 2016/08
 パーセンタイル:100(Physics, Fluids & Plasmas)
共鳴摂動磁場と径電場の効果を含む準定常状態の衝突性輸送を計算する為の$$delta f$$法に基づくドリフト運動論コードを開発した。本論文では、コードの妥当性を複数のテスト問題によって確認した。その結果、径電場がない場合に磁力線のカオス的振る舞いによって強く影響を受ける電子輸送が、正の径電場によって低減されることを明らかにした。
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Theoretical study of photoproduction of an $$eta ^{prime} N$$ bound state on a deuteron target with forward proton emission
関原 隆泰; 酒井 俊太郎*; 慈道 大介*
Physical Review C, 94(2), p.025203_1 - 025203_11, 2016/08
 パーセンタイル:100(Physics, Nuclear)
Possibilities of observing a signal of an $$eta ^{prime} n$$ bound state are investigated by considering photoproductions of the $$eta$$ and $$eta ^{prime}$$ mesons on a deuteron target with forward proton emission. By using effective models for the $$gamma p to eta ^{( prime )} p$$ and $$eta ^{( prime )} n to eta ^{( prime )} n$$ amplitudes, we calculate photoproduction cross sections of the $$eta ^{prime} n$$ bound state. As a result, we find that the signal of the $$eta ^{prime} n$$ bound state can be seen below the $$eta ^{prime} n$$ threshold in the $$eta n$$ invariant mass spectrum.
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The Silicon vertex detector of the Belle II experiment
Adamczyk, K.*; 谷田 聖; 他94名*
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 824, p.406 - 410, 2016/07
 パーセンタイル:100(Instruments & Instrumentation)
The silicon vertex detector of the Belle II experiment, structured in a lantern shape, consists of four layers of ladders, fabricated from two to five silicon sensors. The APV25 readout ASIC chips are mounted on one side of the ladder to minimize the signal path for reducing the capacitive noise; signals from the sensor backside are transmitted to the chip by bent flexible fan-out circuits. The ladder is assembled using several dedicated jigs. Sensor motion on the jig is minimized by vacuum chucking. The gluing procedure provides such a rigid foundation that later leads to the desired wire bonding performance. The full ladder with electrically functional sensors is consistently completed with a fully developed assembly procedure, and its sensor offsets from the design values are found to be less than 200 $$mu$$m. The potential functionality of the ladder is also demonstrated by the radioactive source test.
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Belle-II VXD radiation monitoring and beam abort with sCVD diamond sensors
Adamczyk, K.*; 谷田 聖; 他94名*
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 824, p.480 - 482, 2016/07
 パーセンタイル:100(Instruments & Instrumentation)
The Belle-II VerteX Detector (VXD) has been designed to improve the performances with respect to Belle and to cope with an unprecedented luminosity of 8$$times$$10$$^{35}$$cm$$^{-2}$$s$$^{-1}$$ achievable by the SuperKEKB. Special care is needed to monitor both the radiation dose accumulated throughout the life of the experiment and the instantaneous radiation rate, in order to be able to promptly react to sudden spikes for the purpose of protecting the detectors. A radiation monitoring and beam abort system based on single-crystal diamond sensors is now under an active development for the VXD. The sensors will be placed in several key positions in the vicinity of the interaction region. The severe space limitations require a challenging remote readout of the sensors.
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Failure probability analysis of aged piping using probabilistic fracture mechanics methodology considering seismic loads
山口 義仁; 勝山 仁哉; Li, Y.
Proceedings of 2016 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2016) (Internet), 10 Pages, 2016/07
Several nuclear power plants in Japan have been operating for more than 30 years and cracks due to age-related degradations have been detected in some piping systems during in-service inspections. Furthermore, several of them have experienced severe earthquakes in recent years. Therefore, failure probability analysis and fragility evaluation for piping systems, taking both age-related degradations and seismic loads into consideration, has become increasingly important for the structural integrity evaluation and the seismic probabilistic risk assessment. Probabilistic fracture mechanics (PFM) is recognized as a rational methodology for failure probability analysis and fragility evaluation of aged piping, because it can take the scatters and uncertainties of influence parameters into account. In our Japan Atomic Energy Agency (JAEA), a PFM analysis code PASCAL-SP was developed for aged piping considering age-related degradations. In this study, we improved PASCAL-SP for the fragility evaluation taking both age-related degradations and seismic loads into account. The details of the improvement of PASCAL-SP are explained and some example analysis results of failure probabilities, fragility curves and seismic safety margin are presented in this paper.
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Stress intensity factor solutions for circumferential surface cracks with large aspect ratios in pipes subjected to global bending
東 喜三郎*; Li, Y.; 長谷川 邦夫; Shim, D. J.*
Proceedings of 2016 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2016) (Internet), 7 Pages, 2016/07
In some cracks attributed to primary water stress corrosion cracking, the crack depth a was greater than half-length of the crack 0.5$$ell$$, namely, cracks with large aspect ratio a/$$ell$$. This paper presents details of stress intensity factor solutions for circumferential surface cracks with large aspect ratios in piping system subjected to global bending. The stress intensity factor solutions for semi-elliptical surface cracks were obtained by finite element analyses with quadratic hexahedron elements. Solutions at the deepest and the surface points of the cracks with various aspect ratio (0.5 $$leq$$ a/$$ell$$ $$leq$$ 4.0), crack depth ratio (0.0 $$leq$$ a/t $$leq$$ 0.8) and pipe sizes ( 1/80 $$leq$$ t/R$$_{i}$$ $$leq$$ 1/2) were investigated, where t and R$$_{i}$$ are wall thickness and inner radius of pipe, respectively. Proposed stress intensity factor solutions for cracks with a/$$ell$$ = 0.5 are consistent with the values reported in the previous study. The solutions developed in this study are widely applicable to various engineering problems related to crack evaluation in piping systems.
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Characterization of interaction between elliptical subsurface flaws
東 喜三郎*; Li, Y.; 長谷川 邦夫
Proceedings of 2016 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2016) (Internet), 8 Pages, 2016/07
Multiple flaws are often observed in engineering structures and components. Since interaction between multiple flaws may lead to increase of the stress intensity factors, fitness-for-service codes provide combination rules to consider the effect. However, the criteria for flaw combination are not unified among the codes. In order to establish a reasonable combination rule, it is necessary to clarify what parameter is dominant to interaction. The interactions of stress intensity factors for two coplanar subsurface flaws in a plate were investigated. The plate was subjected to a remote tension acting normal to the flaw surface. The stress intensity factor solutions for the elliptical subsurface flaws with various shapes and distances were obtained from finite element analyses. It was concluded that distance and flaw area are important parameter to characterize interaction factor between two subsurface flaws.
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Stress intensity factor solutions for subsurface flaws in plates subjected to polynomial stress distributions
Lu, K.; 勝山 仁哉; Li, Y.; 岩松 史則*
Proceedings of 2016 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2016) (Internet), 7 Pages, 2016/07
圧力容器の板厚内部に存在する楕円亀裂の応力拡大係数の解は日本機械学会維持規格に記載されている。しかし、圧力容器内表面近傍の楕円亀裂については、その応力拡大係数の解はまだ提案されていない。本論文では、この内表面近傍の楕円亀裂を対象として、その応力拡大係数の解を提案した。提案解は、亀裂のアスペクト比については0から0.5、欠陥深さ比については0から0.8、板厚方向亀裂位置については0.01と0.1を考慮するとともに、応力分布については板厚方向の4次多項式を考慮できる。本提案解は、維持規格に提案できる成果であるとともに、確率論的破壊力学解析コードの精度向上を実現できるものである。
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Fatigue lives of multiple flaws in accordance with combination rule
Lu, K.; Li, Y.; 長谷川 邦夫; Lacroix, V.*
Proceedings of 2016 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2016) (Internet), 7 Pages, 2016/07
When multiple flaws are detected in structural components, remaining lives of the components are estimated by fatigue flaw growth calculations using combination rules in fitness-for-service codes. ASME, BS7910 and FITNET Codes provide different combination rules. Fatigue flaw growth for adjacent surface flaws in a pipe subjected to cyclic tensile stress were obtained by numerical calculations using these different combination rules. In addition, fatigue lives taking into account interaction effect between the two flaws were conducted by extended finite element method (X-FEM). As the calculation results, it is found that the fatigue lives calculated by the X-FEM are close to those by the ASME Code. Finally, it is worth noticing that the combination rule provided by the ASME Code is appropriate for fatigue flaw growth calculations.
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Plasticity correction on the stress intensity factor evaluation for underclad cracks under pressurized thermal shock events
Lu, K.; 勝山 仁哉; Li, Y.
Proceedings of 2016 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2016) (Internet), 8 Pages, 2016/07
When conducting structural integrity assessments for reactor pressure vessels (RPVs) under pressurized thermal shock (PTS) events, the stress intensity factor (SIF) is evaluated for an underclad crack which is postulated near the inner surface of RPVs. It is known that cladding made of the stainless steel is a ductile material which is overlay-welded on the inner surface of RPVs for corrosion protection. Therefore, the plasticity of cladding should be considered in the SIF evaluation for a postulated underclad crack. In our previous study, we performed three-dimensional (3D) elastic and elastic-plastic finite element analyses (FEAs) for underclad cracks during PTS transients and discussed the conservatism of a plasticity correction method prescribed in the French code. In this study, additional FEAs were performed to further investigate the plasticity correction on SIF evaluation for underclad cracks. Based on the 3D FEA results, a new plasticity correction method was proposed for Japanese RPVs subjected to PTS events. In addition, the applicability of the new method was verified by studying the effects of the RPV geometry, cladding thickness and several loading conditions. Finally, it is concluded that the newly proposed plasticity correction method can provide a conservative and more rational evaluation on SIFs of underclad cracks in Japanese RPVs.
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Computations of stress intensity factors for semi-elliptical cracks with high aspect ratios by using the tetrahedral finite element; Fully automated parametric study
岡田 裕*; 神谷 裕仁*; 河合 浩志*; Li, Y.; 小坂部 和也*
Engineering Fracture Mechanics, 158, p.144 - 166, 2016/06
 パーセンタイル:100(Mechanics)
本研究では四面体有限要素及び仮想亀裂閉口積分法(VCCM)を用いて、亀裂形状や荷重条件を考慮したメッシュの生成、境界条件の設定や応力拡大係数の計算等の機能を有する自動的解析システムを開発した。また、この解析システムを用いて、平板,厚肉円筒や複雑形状部位に存在する高アスペクト比亀裂の応力拡大係数の解を考察した。その結果、厚肉円筒や複雑形状部位に存在する高アスペクト比亀裂の応力拡大係数は平板中に存在する高アスペクト比亀裂の応力拡大係数を用いて評価できることを確認した。
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Plasma-mirror frequency-resolved optical gating for simultaneous retrieval of a chirped vacuum-ultraviolet waveform and time-dependent reflectivity
板倉 隆二*; 熊田 高之; 中野 元善*; 赤木 浩*
High Power Laser Science and Engineering, 4, p.e18_1 - e18_5, 2016/06
周波数分解オプティカルゲート法(FROG)による真空紫外光の波形測定法を確立しその解析アルゴリズムを確立させた。高強度フェムト秒レーザー照射によって石英試料表面に生じたプラズマによりVUV反射率は急激な増大を示す。その反射VUV光の時間分解反射スペクトルを測定することによりVUV光の波形を決定することができる。
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A Parametric study for the seismic response analysis of a nuclear reactor building by using a three-dimensional finite element model
崔 炳賢; 西田 明美; 中島 憲宏
Proceedings of 24th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-24) (DVD-ROM), 7 Pages, 2016/06
日本原子力研究開発機構(以下、原子力機構)システム計算科学センターでは、原子力施設の3次元振動シミュレーション技術の研究開発を進めてきた。2011年東北地方太平洋沖地震では、原子力機構大洗地区の高温工学試験研究炉(HTTR)では、震度5強を観測した。本研究では、様々な不確定性を有するパラメータ(地盤・建屋相互作用、地盤物性)を用いたHTTRの3次元有限要素モデルによって実施した東北地方太平洋沖地震の地震応答解析のパラメータスキャン結果を報告する。上記の不確定性を有するパラメータに対する応答結果のばらつきを評価することにより、妥当性の高い3次元有限要素モデルの構築に必要な知見が得られた。
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Validation of Pb nuclear data by Monte Carlo analyses of sample reactivity experiments at Kyoto University Critical Assembly
Pyeon, C. H.*; 藤本 敦士*; 菅原 隆徳; 八木 貴宏*; 岩元 大樹; 西原 健司; 高橋 佳之*; 中島 健*; 辻本 和文
Journal of Nuclear Science and Technology, 53(4), p.602 - 612, 2016/04
 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)
京都大学臨界集合体においてアルミニウムプレートを鉛プレートに置換することでサンプル反応度を測定し、鉛核データの不確かさ解析を行った。解析コードにはモンテカルロコードMCNP6.1を用い、核データライブラリとして、JENDL-3.3, JENDL-4.0, ENDF/B-VII.0, JEFF-3.1の4つを使用した。MCNPによる実験解析を通じて、JEDNL-3.3とJENDL-4.0による解析値の違いは、鉛核データの違いが支配的であった。さらに、JENDL-4.0とENDF/B-VII.0については鉛同位体と$$^{27}$$Alについてわずかな差が、JENDL-4.0とJEFF-3.1については$$^{238}$$Uと$$^{27}$$Alについて差があることを明らかにした。
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Recharacterization of subsurface flaw to surface flaw based on equivalent fatigue crack growth rate
Lacroix, V.*; Li, Y.; Strnadel, B.*; 長谷川 邦夫*
Journal of Pressure Vessel Technology, 138(2), p.024701_1 - 024701_6, 2016/04
 被引用回数:1 パーセンタイル:100(Engineering, Mechanical)
日本を含めた多くの国の原子力設備の維持管理に係る規格では、機器の表面近傍にある内部欠陥について、表面欠陥に置き換える接近性ルールがある。しかし、その詳細は互いに異なり、根拠も不明確である。この背景を踏まえ、内部欠陥の応力拡大係数に対する機器の自由表面による干渉効果を求めるとともに、この干渉効果が疲労き裂進展速度に与える影響を明らかにした。そして、この疲労き裂進展速度の観点から新しい接近性ルールを提案した。
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Radially local approximation of the drift kinetic equation
洲鎌 英雄*; 松岡 清吉; 佐竹 真介*; 菅野 龍太郎*
Physics of Plasmas, 23(4), p.042502_1 - 042502_11, 2016/04
 パーセンタイル:100(Physics, Fluids & Plasmas)
ドリフト運動論方程式について、$$rm E times B$$及び磁気面に沿ったドリフトの両者を含む新たな径方向局所近似モデルを構築した。このモデルは保存系で表現されており定常解を得るための追加のソース項を必要としない為、数値計算に適したモデルとなっている。このモデルから得られる解は、準対称性を持つ磁場配位における性質として重要な、衝突性粒子輸送の両極性条件を満たす。また、逆に、両極性条件を故意に破るような近似モデルを考えた場合には、衝突性輸送によるエントロピー生成の正値性及び拡散係数のオンサーガー対称性が得られることを示した。
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A Screened automated structural search with semiempirical methods
太田 幸宏; Ruiz-Barragan, S.*; 町田 昌彦; 志賀 基之
Chemical Physics Letters, 648, p.119 - 123, 2016/03
 パーセンタイル:100(Chemistry, Physical)
自動化学反応経路探索のソフトウエアGRRMと半経験的分子軌道計算法ソフトウエアMOPACのインターフェースツールの開発に成功した。このツールを使ってセルロースに対するイオンの吸着についてのテストを実施した所、計算効率は密度汎関数理論を用いたときより遥かに高速となり、複雑かつ巨大な分子に対する構造や反応経路の探索においては、極めて有効なツールとなることが分かった。
99
The Martian surface radiation environment; A Comparison of models and MSL/RAD measurements
Matthi$"a$, D.*; Ehresmann, B.*; Lohf, H.*; K$"o$hler, J.*; Zeitlin, C.*; Appel, J.*; 佐藤 達彦; Slaba, T. C.*; Martin, C.*; Berger, T.*; et al.
Journal of Space Weather and Space Climate (Internet), 6, p.A13_1 - A13_17, 2016/03
 被引用回数:3 パーセンタイル:28.12(Astronomy & Astrophysics)
2012年8月6日以降、Mars Science Laboratory (MSL)に搭載された複合型放射線検出器(RAD)を用いて火星表面による放射線環境の測定が続けられている。本研究では、GEANT4, PHITS, HZETRN/OLTARISなど様々なコードを用いて火星表面における放射線環境を推定し、その結果とRADによる測定値を比較した。その結果、計算結果は測定値と概ねよい一致を示すものの、場合によっては大きく解離することが分かった。また、RADのデータは放射線輸送計算について、最適なインプットパラメータや物理モデルの最適な選択に役立つことも確認された。今回の解析結果は、今後、有人火星ミッションを計画する際、その被ばく線量評価や宇宙機遮へい設計などに活用することができる。
100
Technical basis for application of collapse moments for locally thinned pipes subjected to torsion and bending proposed for ASME Section XI
長谷川 邦夫; Li, Y.; Bezensek, B.*; Hoang, P. H.*; Rathbun, H. J.*
Journal of Pressure Vessel Technology, 138(1), p.011101_1 - 011101_8, 2016/02
 パーセンタイル:100(Engineering, Mechanical)
発電プラントの配管は、運転中に曲げと捻りのモーメントを受ける。この曲げと捻りの組合わさったモーメントにおいて、局部減肉を有する管の評価法の指針がない。米国機械学会のセクションXIのワーキンググループで、現在、捻りと曲げの組み合せモーメント下で、局部減肉を有する耐圧配管のための完全塑性崩壊の評価手法を開発中である。弾完全有限要素法を用い、捻りを伴う塑性崩壊曲げモーメントが、種々の局部減肉形状を有する直径114.3mmから609.6mmの管で得られた。この論文の目的は、合成ベクトルで表される捻りと曲げの等価モーメントを紹介し、かつ、等価モーメントが純曲げモーメントに等しくなるような減肉の長さ、角度および深さの適用範囲を確立することにある。