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論文

平成29年度核燃料部会賞(学会講演賞)を受賞して,1

成川 隆文

核燃料, 53(2), P. 5, 2018/08

日本原子力学会2017年秋の大会における発表「非照射ジルカロイ-4被覆管のLOCA時破断限界の不確かさ評価」が評価され、同学会の平成29年度核燃料部会賞(学会講演賞)を受賞した。今回の受賞に関する所感を同部会報に寄稿する。

論文

Uncertainty analysis of ROSA/LSTF test by RELAP5 code and PKL counterpart test concerning PWR hot leg break LOCAs

竹田 武司; 大津 巌

Nuclear Engineering and Technology, 50(6), p.829 - 841, 2018/08

An experiment was conducted for OECD/NEA ROSA-2 Project using LSTF, which simulated 17% hot leg intermediate-break LOCA in PWR. Core uncovery started simultaneously with liquid level drop in crossover leg downflow-side before loop seal clearing, and water remaining occurred on upper core plate. Results of uncertainty analysis with RELAP5/MOD3.3 code clarified influences of combination of multiple uncertain parameters on peak cladding temperature within defined uncertain ranges. An experiment was performed for OECD/NEA PKL-3 Project with PKL. The LSTF test simulated PWR 1% hot leg small-break LOCA with steam generator secondary-side depressurization as accident management measure and nitrogen gas inflow. Some discrepancies appeared between the LSTF and PKL test results for primary pressure, core collapsed liquid level, and cladding surface temperature probably due to effects of differences between LSTF and PKL in configuration, geometry, and volumetric size.

論文

Electronic structure of Li$$^{+}$$@C$$_{60}$$; Photoelectron spectroscopy of the Li$$^{+}$$@C$$_{60}$$[PF$$_{6}$$$$^{-}$$] salt and STM of the single Li$$^{+}$$@C$$_{60}$$ molecules on Cu(111)

山田 洋一*; Kuklin, A. V.*; 佐藤 翔*; 江坂 文孝; 角 直也*; Zhang, C.*; 佐々木 正洋*; Kwon, E.*; 笠間 泰彦*; Avramov, P. V.*; et al.

Carbon, 133, p.23 - 30, 2018/07

本研究では、超高真空中で高純度Li$$^{+}$$@C$$_{60}$$[PF$$_{6}$$$$^{-}$$]塩の蒸発によってLi$$^{+}$$イオン内包フラーレンを調製し、走査型トンネル顕微鏡(STM)により明瞭に観察することに成功した。また、STM観察に先立って、光電子分光およびX線吸収分光などにより測定したところ、Liは正、PF$$_{6}$$は負のチャージを帯びており、C$$_{60}$$は中性であることが明らかとなった。

論文

Some characteristics of gas-liquid two-phase flow in vertical large-diameter channels

Shen, X.*; Schlegel, J. P.*; 日引 俊*; 中村 秀夫

Nuclear Engineering and Design, 333, p.87 - 98, 2018/07

Two phase flows in large-diameter channels are important to efficiently and safely transfer mass and energy in a wide variety of applications including nuclear power plants. Two-phase flows in vertical large-diameter channels, however, show much more complex multi-dimensional nature than those in small diameter channels. Various constitutive equations are required to mathematically close the model to predict two-phase flows with two-fluid model. Validations of the constitutive equations require extensive experiment effort. This paper summarizes the recent experimental studies on two-phase flows in vertical large-diameter channels, which includes measuring technique and available databases. Then, a comprehensive review of constitutive equations is provided covering flow regime transition criteria, drift-flux correlations, interfacial area concentration correlations and one- and two-group interfacial area transport equation(s), with discussions on typical characteristics of large-diameter channel flows. Recent 1D numerical simulations of large-diameter channel flows is reviewed too. Finally, future research directions are suggested.

論文

Development of crack evaluation models for probabilistic fracture mechanics analyses of Japanese reactor pressure vessels

Lu, K.; 眞崎 浩一; 勝山 仁哉; Li, Y.

Proceedings of 2018 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2018), 8 Pages, 2018/07

In Japan, a probabilistic fracture mechanics (PFM) analysis code PASCAL has been developed by Japan Atomic Energy Agency for structural integrity assessment of reactor pressure vessels (RPVs). The most recent release is PASCAL Version 4 (hereafter, PSACAL4) which can be used to evaluate the failure frequency of RPVs considering neutron irradiation embrittlement and pressurized thermal shock events. For the integrity assessment of RPVs, development of crack evaluation models is important. In this study, finite element analyses are performed firstly to verify the stress intensity factor calculations of cracks in PASCAL4. In addition, the applicability of the crack evaluation models in PASCAL4 such as the location of embedded cracks, crack shape and depth of surface cracks, and the increment of crack propagation is investigated. Based on sensitivity analyses of crack evaluation models for Japanese RPVs using PASCAL4, the effects of these evaluation models on failure frequency are clarified. From the analysis results, crack evaluation models recommended to the failure frequency evaluation for a Japanese model RPV are discussed.

論文

Development of probabilistic fracture mechanics analysis code PASCAL Version 4 for reactor pressure vessels

Lu, K.; 眞崎 浩一; 勝山 仁哉; Li, Y.; 宇野 隼平*

Proceedings of 2018 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2018), 10 Pages, 2018/07

In Japan, Japan Atomic Energy Agency has developed a PFM analysis code PASCAL (PFM Analysis of Structural Components in Aging LWRs) for structural integrity assessment of Japanese reactor pressure vessels (RPVs) considering neutron irradiation embrittlement and pressurized thermal shock transients. By reflecting the latest knowledge and findings, the PASCAL code has been continuously improved. In this paper, the development of PASCAL Version 4 (hereafter, PASCAL4) is described. Several analysis functions incorporated into PASCAL4 for evaluating the failure frequency of RPVs are introduced, for example, the evaluation function of confidence level of failure frequency considering epistemic and aleatory uncertainties in probabilistic variables, the recent stress intensity factor (KI) solutions and KI calculation methods considering complicated stress distributions, and the recent Japanese irradiation embrittlement prediction method. Finally, using PASCAL4, a PFM analysis example for a Japanese model RPV is presented.

論文

Crack growth prediction for cracked dissimilar metal weld joint in pipe under large seismic cyclic loading

山口 義仁; 勝山 仁哉; Li, Y.

Proceedings of 2018 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2018), 8 Pages, 2018/07

設計上の想定を超える地震荷重下における亀裂を有する配管の構造健全性を評価するためには、地震時の亀裂進展評価手法が必要である。本研究では、ニッケル合金の異材溶接部を対象として、まず、中央亀裂付平板試験片を用いた実験的及び解析的検討を通じて地震時亀裂進展評価手法を提案した。そして、ステンレス鋼管と炭素鋼管をニッケル合金で溶接した異材溶接配管試験体を製作し、この試験体に模擬地震応答荷重を負荷することによる亀裂進展試験を実施することで、試験と提案手法から得られた亀裂進展量を比較した。提案手法により予測された亀裂進展量は試験結果とよく一致し、提案手法の妥当性が確認された。

論文

Fatigue crack growth for ferritic steel under negative stress ratio

山口 義仁; 長谷川 邦夫; Li, Y.

Proceedings of 2018 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2018), 6 Pages, 2018/07

疲労亀裂進展中における亀裂の開閉口は、亀裂進展速度の評価において重要な現象である。ASME Code Section XIのAppendix A-4300は、負の応力比におけるフェライト鋼の疲労亀裂進展速度を算出する式について、負荷の大きさに応じて二つ提示している。一つは、負荷が小さい場合に、亀裂の閉口を考慮する式である。もう一つは、負荷が大きい場合に、亀裂の閉口を考慮しない式である。本研究では、フェライト鋼に対して、負荷の大きさを徐々に変えながら疲労亀裂進展試験を実施し、負荷の大きさが亀裂閉口に及ぼす影響を調査した。その結果、Appendix A-4300における疲労亀裂進展速度算出式を切り替える負荷の大きさと比較して、より小さい負荷で亀裂が閉口することを明らかにした。

論文

Epistemic Uncertainty Quantification of Floor Responses for a Nuclear Reactor Building

崔 炳賢; 西田 明美; Li, Y.; 村松 健*; 高田 毅士*

Proceedings of 26th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-26) (Internet), 9 Pages, 2018/07

2011年福島原子力発電所事故の後、原子力施設では設計を超える地震動への対策が求められている。確率論的地震リスク評価(SPRA)における不確実さは、低減できない偶然的不確実さと知識や情報収集によって低減可能な認識論的不確実さに分類される。SPRAの信頼度向上のために、知識不足による認識論的不確実さを低減することが必要である。本研究では、認識論的不確実さに関連し、モデル化手法による地震応答の違いに着目する。従来の質点系モデルと3次元有限要素モデルの2種類のモデルを用いて、偶然的不確実さを考慮した多様な入力地震動を用いた地震応答解析を実施する。各モデルで得られた原子炉建屋の床応答の違いについて定量的評価を行う。最後に、SPRAのフラジリティ評価において不確実さ評価結果をどのように活用するかについて議論する。

論文

Creep deformation analysis of a pipe specimen based on creep damage evaluation method

勝山 仁哉; 山口 義仁; Li, Y.

Proceedings of 26th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-26) (Internet), 6 Pages, 2018/07

過酷な条件下における原子炉機器の破損挙動を評価するための手法の整備が重要となっている。我々は、有限要素法を用いて、高温下における機器のクリープ変形及び損傷挙動を評価するための手法の整備を進めている。本研究では、COSSALベンチマーク解析の一環として、我々が整備したクリープ損傷評価手法の検証を行うことを目的に、大型管状試験体に対する損傷評価を行った。その結果、材料の損傷を考慮したクリープ構成則が最も精度がよいことなどを示した。

論文

Evaluation of local damage to reinforced concrete panels subjected to oblique impact of rigid and soft missiles

西田 明美; 永井 穣*; 坪田 張二; Li, Y.

Proceedings of 26th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-26) (Internet), 8 Pages, 2018/07

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、実験結果及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、既往衝撃実験の結果を用いて検証したシミュレーション方法を用いて、剛及び柔飛翔体による垂直及び斜め衝突を受けるRC版の局部損傷評価を目的とするシミュレーション解析を実施し、飛翔体の剛性と衝突角度が対象構造物の局所損傷に及ぼす影響に関して得られた知見を示す。

論文

Estimation of radiocesium dietary intake from time series data of radiocesium concentrations in sewer sludge

Pratama, M. A.; 高原 省五; 宗像 雅広; 米田 稔*

Environment International, 115, p.196 - 204, 2018/06

After the Fukushima accident, it became important to determine the quantity of radionuclide ingested by inhabitants. The most common methods currently used to obtain such data are the market basket (MB) and duplicate (DP) methods. The newly proposed method, which we designate as SL, consists of three steps: (1) the separation of wet weather and dry weather data, (2) determining the mass balance of the wastewater treatment plant (WWTP), and (3) developing a reverse biokinetic model to relate the amount of radionuclides ingested to the amounts contained in the sewer sludge. We tested the new method using the time-dependent radiocesium concentrations in sewer sludge from the WWTP in Fukushima City. The results from the SL method agreed to those from the MB while overestimated those from DP method. The trend lines for all three methods, however, are in good agreement. Sensitivity analyses of SL method indicate further studies on uncertainties of sensitive parameters are deemed necessary to improve the accuracy of the method.

論文

Migration behavior of gaseous ruthenium tetroxide under boiling and drying accident condition in reprocessing plant

吉田 尚生; 大野 卓也; 天野 祐希; 阿部 仁

Journal of Nuclear Science and Technology, 55(6), p.599 - 604, 2018/06

再処理施設における高レベル濃縮廃液の蒸発乾固事故の際に、気体状ルテニウム化合物が環境中へ放出される可能性がある。この事故事象の安全評価に資するために、気体状ルテニウム化合物(四酸化ルテニウム)の移行挙動およびLeak Path Factorを実験的に評価した。施設内の移行経路を模擬したルテニウム気相部移行試験装置および事故時の気相組成を模擬した硝酸含有水蒸気を用いて試験を行った。対照実験として、乾燥空気および水蒸気条件を用いた試験を行った。結果として、ルテニウムは乾燥空気および水蒸気雰囲気下では移行経路に沈着した一方、硝酸含有水蒸気雰囲気下では沈着することなく移行経路を通過した。これらの結果は、気体状ルテニウムの移行挙動が気相条件の影響を受けることを示唆している。

論文

Development of stress intensity factors for subsurface flaws in plates subjected to polynomial stress distributions

Lu, K.; 真野 晃宏; 勝山 仁哉; Li, Y.; 岩松 史則*

Journal of Pressure Vessel Technology, 140(3), p.031201_1 - 031201_11, 2018/06

The stress intensity factor (SIF) solutions for subsurface flaws near the free surfaces of components, which are known to be important in engineering applications, have not been provided yet. Thus, in this paper, SIF solutions for subsurface flaws near the free surfaces in flat plates were numerically investigated based on finite element analyses. The flaws with aspect ratios a/l = 0.0, 0.1, 0.2, 0.3, 0.4 and 0.5, the normalized ratios a/d = 0.0, 0.1, 0.2, 0.4, 0.6 and 0.8, and d/t = 0.01 and 0.10 were taken into account, where a is the half flaw depth, l is the flaw length, d is the distance from the center of the subsurface flaw to the nearest free surface and t is the wall thickness. Fourth-order polynomial stress distribution in the thickness direction was considered. In addition, the developed SIF solutions were incorporated into a Japanese probabilistic fracture mechanics (PFM) code, and PFM analyses were performed for a Japanese reactor pressure vessel containing a subsurface flaw near the inner surface. The PFM analysis results indicate that the obtained SIF solutions are effective in engineering applications.

論文

Uncertainty quantification of fracture boundary of pre-hydrided Zircaloy-4 cladding tube under LOCA conditions

成川 隆文; 山口 彰*; Jang, S.*; 天谷 政樹

Nuclear Engineering and Design, 331, p.147 - 152, 2018/05

To quantify the fracture boundary uncertainty for non-irradiated, pre-hydrided Zircaloy-4 cladding tube specimens under loss-of-coolant accident conditions at a light-water reactor, data from integral thermal shock tests obtained by an earlier study are analyzed statistically and the fracture boundary is estimated in terms of probability, as follows. First, a method is proposed to obtain the specimens' fracture probability curve as a function of equivalent cladding reacted (ECR) and initial hydrogen concentration using Bayesian inference with a generalized linear model. A log-probit model is used, modified to reflect the effect of the initial hydrogen concentration on the fracture boundary and the ECR evaluation uncertainty, and scaled to improve convergence. Second, using the modified log-probit model, it is shown that the boundary representing a 5% fracture probability with 95% confidence for the pre-hydrided cladding tube sample is higher than 15% ECR, for initial hydrogen concentrations of up to 800 wppm.

論文

Stratification breakup by a diffuse buoyant jet; The MISTRA HM1-1 and 1-1bis experiments and their CFD analysis

安部 諭; Studer, E.*; 石垣 将宏; 柴本 泰照; 与能本 泰介

Nuclear Engineering and Design, 331, p.162 - 175, 2018/05

Density stratification and its breakup are important phenomena to consider in the analysis of the hydrogen distribution during a severe accident. Many previous experimental studies, using helium as mimic gas of hydrogen, focused on the stratification breakup by a vertical or horizontal jet. However, in a real containment vessel, the upward flow pattern can be considered diffuse and buoyant neither pure jet nor pure plume. HM1-1 and HM1-1bis tests in the MISTRA facility were performed to investigate such erosive flow pattern created from a horizontal hot air jet impinging on a vertical cylinder. The experimental results indicated that the jet flow was quickly mixed with the surrounding gas in the lower region of the initial stratification, and deaccelerated by buoyancy force therein. Consequently, the erosive process became slower at the upper region of the initial stratification. Those observed behavior was analyzed using the computational fluid dynamics (CFD) techniques focusing on models for turbulent Schmidt and Prndtl numbers. Some previous studies mentioned that these numbers significantly change in the stratified flow. The changes of $$Sc_{t}$$ and $$Pr_{t}$$ are very important factor to predict the stratification erosion process. The results have indicated that the simulation can be much improved by using appropriate dynamic models for those numbers. This research is a collaboration activity between CEA and JAEA.

論文

Influence of chemical speciation in reactor cooling system on pH of suppression pool during BWR severe accident

塩津 弘之; 石川 淳; 杉山 智之; 丸山 結

Journal of Nuclear Science and Technology, 55(4), p.363 - 373, 2018/04

The influences of chemical speciation for Cs-I-Te-Mo-Sn-B-C-O-H system, simulating a state in the reactor cooling system (RCS) of BWR, on pH of the suppression chamber (S/C) water pool were analytically investigated with PHREEQC code. Major conditions were chosen on the basis of the outputs from a BWR severe accident analysis by THALES2 code and chemical thermodynamic analysis with VICTORIA2.0 code. The chemical thermodynamic analysis showed that the chemical speciation of important volatile FPs, Cs and I, was strongly influenced by Mo and B$$_{4}$$C control material. As a consequence, pH of the S/C water pool was predicted to range from approximately 6 to 10, depending on the fraction of volatile FPs transported from the RCS to the S/C water pool and the H$$_{2}$$/H$$_{2}$$O ratio associated with the oxygen potential. It was implied that the formation of volatile I species such as I$$_{2}$$ in the S/C water pool was larger by 3 orders at the lowest pH than that at the highest pH.

報告書

原子炉圧力容器鋼における高温予荷重(WPS)効果確認試験(受託研究)

知見 康弘; 岩田 景子; 飛田 徹; 大津 拓与; 高見澤 悠; 吉本 賢太郎*; 村上 毅*; 塙 悟史; 西山 裕孝

JAEA-Research 2017-018, 122 Pages, 2018/03

JAEA-Research-2017-018.pdf:44.03MB

原子炉圧力容器の加圧熱衝撃(Pressurized Thermal Shock: PTS)事象に対する構造健全性評価に与える影響項目の一つである高温予荷重(Warm Pre-stress: WPS)効果は、高温時に予め荷重を受けた場合に、冷却中の荷重減少過程では破壊が生じず、低温での再負荷時の破壊靱性が見かけ上増加する現象である。WPS効果については、主として弾性データによって再負荷時の見かけの破壊靱性を予測するための工学的評価モデルが提案されているが、試験片の寸法効果や表面亀裂に対して必要となる弾塑性評価は考慮されていない。本研究では、実機におけるPTS時の過渡事象を模擬した荷重-温度履歴を与える試験(WPS効果確認試験)を行い、WPS効果に対する試験片寸法や荷重-温度履歴の影響を確認するとともに、工学的評価モデルの検証を行った。再負荷時の見かけの破壊靭性について、予荷重時の塑性の程度が高くなると試験結果は工学的評価モデルによる予測結果を下回る傾向が見られた。比較的高い予荷重条件に対しては、塑性成分等を考慮することにより工学的評価モデルの高精度化が可能となる見通しが得られた。

報告書

平成28年度無人飛行機を用いた放射性プルーム測定技術の確立(受託研究)

石崎 梓; 眞田 幸尚; 西澤 幸康*; 普天間 章; 宗像 雅広

JAEA-Research 2017-012, 58 Pages, 2018/03

JAEA-Research-2017-012.pdf:9.36MB

原子力施設の事故時において、住民の避難計画の決定には放出された放射性プルームの挙動予測が不可欠である。現在は、大気拡散シミュレーションを基本とした予測システムは原子力防災のツールとして実用化されているものの、放射性プルームを実測できるツールは存在しない。本研究では、技術革新の著しい無人航空機を用いて、大気中の放射性物質濃度を地上からの寄与や機体への汚染と弁別して測定できるシステムの開発を目的とした要素技術開発を行った。また、検出システムの開発とともに、放射性プルームの動きをリアルタイムに予測し、最適なフライトプランを導出するアルゴリズムの開発を行った。本レポートは3か年計画の1年目の成果をまとめたものである。

報告書

Data report of ROSA/LSTF experiment SB-SG-10; Recovery actions from multiple steam generator tube rupture accident

竹田 武司

JAEA-Data/Code 2018-004, 64 Pages, 2018/03

JAEA-Data-Code-2018-004.pdf:3.33MB

LSTFを用いた実験(実験番号:SB-SG-10)が1992年11月17日に行われた。SB-SG-10実験では、PWRの蒸気発生器(SG)伝熱管複数本破損事故からの回復操作を模擬した。高圧注入(HPI)系から低温側配管や高温側配管への冷却材注入により、健全ループSGの逃し弁(RV)開放を開始しても一次系圧力はSG二次側圧力よりも高く維持された。しかし、加圧器(PZR)の逃し弁(PORV)開放により、PZRの水位が回復するとともに、一次系と破断ループSG二次側の圧力は均圧した。放射性物質の大気放出に関して、健全ループSGのRV開放後、破断ループSGのRVは一回開いた。実験中、炉心は飽和ないしサブクール水で満たされた。健全ループSGのRV開放後、健全ループで顕著な自然循環が継続した。また、特に両ループのHPI系から高温側配管への冷却材注入時に高温側配管での顕著な温度成層が生じた。一次系と破断ループSG二次側の圧力が均圧後、健全ループ一次系冷却材ポンプの再起動による冷温停止状態を確認して実験を終了した。本報告書は、SB-SG-10実験の手順、条件および実験で観察された主な結果をまとめたものである。

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