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1
Analysis of plutonium isotope ratios including $$^{238}$$Pu/$$^{239}$$Pu in individual U-Pu mixed oxide particles by means of a combination of alpha spectrometry and ICP-MS
江坂 文孝; 安田 健一郎; 鈴木 大輔; 宮本 ユタカ; 間柄 正明
Talanta, 165, p.122 - 127, 2017/04
本研究では、単一ウラン-プルトニウム混合粒子中のプルトニウム同位体比を、アルファ線計測および誘導結合プラズマ質量分析(ICP-MS)の組み合わせにより決定する方法の開発を行った。その結果、$$^{240}$$Pu/$$^{239}$$Pu、$$^{241}$$Pu/$$^{239}$$Puおよび$$^{242}$$Pu/$$^{239}$$Pu同位体比についてはICP-MSにより決定することができ、$$^{238}$$Pu/$$^{239}$$Pu同位体比については、アルファ線計測により求めた$$^{238}$$Pu/($$^{239}$$Pu+$$^{240}$$Pu)放射能比とICP-MSにより求めた$$^{240}$$Pu/$$^{239}$$Pu同位体比より計算で決定することができた。したがって、アルファ線計測およびICP-MSの併用は、単一ウラン-プルトニウム混合粒子中のプルトニウム同位体比分析に有効であることが示された。
2
Monte Carlo criticality analysis under material distribution uncertainty
植木 太郎
Journal of Nuclear Science and Technology, 54(3), p.267 - 279, 2017/03
過酷事故の炉心溶融の際に生成される二酸化ウラン・コンクリート混合物の臨界性評価に関連して、ワイエルシュトラス関数に基づく確率論的乱雑化モデルを構築し、モンテカルロ法臨界計算の不確かさを検討した。中性子実効増倍率の評価値には、無視できない揺らぎが生じることがわかった。
3
島根県内における原子力災害時の避難施設に関する調査(受託研究)
高原 省五; 渡邊 正敏; 小栗 朋美; 木村 仁宣; 廣内 淳; 宗像 雅広; 本間 俊充
JAEA-Data/Code 2016-016, 65 Pages, 2017/02
本調査では島根県からの委託を受けて、原子力事故時の避難施設の被ばく低減効果の評価に資するため、島根県松江市において、避難施設の構造と材質に関するデータを調査した。調査の対象となった施設は合計22施設(290部屋)であり、教育施設(12施設、235部屋(付属の体育館等を含む))、公共施設(7施設、42部屋)と体育館(3施設、13部屋)が含まれている。各施設の構造や規模、用途を考慮して、教育施設の一般教室、教育施設のその他の特別教室(一般教室以外)、公共施設(公民館、福祉センターなど)、体育館の運動場、体育館の運動場以外という施設分類を設定し、構造と材質の調査結果を整理した。また、材質については密度も調査し、重量厚さを算出して整理した。先行研究と比較すると、本調査での調査結果は過去の日本国内及び欧米のコンクリート建物に対する調査データと整合性のある結果となった。ただし、体育館運動場の屋根についてはコンクリートではなく薄い金属板が使われている場合がほとんどであり、コンクリート施設や瓦を使った木造家屋よりも屋根の重量厚さは小さくなる傾向が見られた。
4
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
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。
5
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.
6
ERRATUM; Effects of OH$$^{-}$$ activity and temperature on the dissolution rate of compacted montmorillonite under highly alkaline conditions [Clay Minerals, vol.51, p.275 (2016), Corrected Fig. 7.]
澤口 拓磨; 塚田 学; 山口 徹治; 向井 雅之
Clay Minerals, 51(5), P. 815, 2016/12
以前に発表した論文(高アルカリ条件下におけるモンモリロナイト圧縮体の溶解速度へのOH$$^{-}$$活量および温度の影響[Clay Minerals, vol.51, p.275 (2016)])における図の訂正である。
7
The Effect of oxidation-and-quenching process during a LOCA on the behavior of the oxidation and embrittlement of Zircaloy-4 cladding under reheating transients
三輪 英紀; 天谷 政樹
Journal of Nuclear Science and Technology, 53(12), p.2090 - 2097, 2016/12
冷却材喪失事故時の高温酸化や急冷却が、長期炉心冷却機能喪失時の酸化・脆化挙動に与える影響を確認するために、急冷後再昇温を模擬した温度推移条件で両面酸化試験、リング圧縮試験およびクエンチ試験を実施した。未照射ジルカロイ-4被覆管の試料を水蒸気流中で1173Kから1473Kの温度で酸化し、その後に室温の冷却水にて急冷した。再昇温試験はこの試料を用いて水蒸気流中で1173Kから1473Kの温度で実施した。特定の急冷後再昇温の条件では酸化膜成長や重量増加の低減が見られた。しかしながら、急冷後再昇温を含む温度推移が被覆管脆化に与える影響は顕著でなかった。急冷後再昇温を含む温度推移条件下での被覆管の脆化挙動はBaker-Justの式を用いて算出したECRで評価できることが分かった。
8
The Effect of azimuthal temperature distribution on the ballooning and rupture behavior of Zircaloy-4 cladding tube under transient-heating conditions
成川 隆文; 天谷 政樹
Journal of Nuclear Science and Technology, 53(11), p.1758 - 1765, 2016/11
In order to investigate the effect of azimuthal temperature distribution on the ballooning and rupture behavior of Zircaloy-4 (Zry-4) cladding tube, laboratory-scale experiments on non-irradiated Zry-4 cladding tube specimens were performed under transient-heating conditions which simulate loss-of-coolant-accident (LOCA) conditions by using an external heating method, and the data obtained were compared to those from a previous study where an internal heating method was used. The maximum circumferential strains ($$varepsilon$$s) of the cladding tube specimens were firstly divided by the engineering hoop stress ($$sigma$$). The divided maximum circumferential strains, ${it k}$s, of the previous study, which used the internal heating method, were then corrected based on the azimuthal temperature difference (ATD) in the cladding tube specimen. The ${it k}$s for the external heating method which was used in this study agreed fairly well with the corrected ${it k}$s obtained in the previous study which employed the internal heating method in the burst temperature range below $$sim$$1200 K. Also, the area of rupture opening tended to increase with increasing of the value which is defined as $$varepsilon$$ multiplied by $$sigma$$. From the results obtained in this study, it was suggested that $$varepsilon$$ and the size of rupture opening of a cladding tube under LOCA-simulated conditions can be estimated mainly by using $$sigma$$, $$varepsilon$$ and ATD in the cladding tube specimen, irrespective of heating methods.
9
原子力発電所事故後の汚染地域における住民の被ばく線量評価と管理に関する研究
高原 省五
環境衛生工学研究, 30(4), p.12 - 30, 2016/11
本稿は著者の学位論文の一部を要約した紹介記事である。著者の学位論文は、福島第一原子力発電所事故後の住民の被ばく線量評価と管理について以下の3点に取り組んでいる。(1)環境モニタリングに結果に基づいて複数経路からの被ばく線量を評価するモデルの開発、(2)汚染の空間的変動及び生活習慣の個人差を考慮した確率論的な線量評価手法の開発、そして、(3)原子力事故後の汚染地域の管理における社会的・倫理的な課題とその解決方法の検討である。本稿はこれらのうち、(1)及び(2)について、沈着物からの外部被ばくと土壌の直接摂取からの内部被ばくによる被ばく線量評価モデルの開発と、汚染濃度の空間的変動と生活習慣の個人差を考慮するために確率論的な線量評価手法を開発した成果について記載した。
10
Improvement of ex-vessel molten core behavior models for the JASMINE code
松本 俊慶; 川部 隆平; 杉山 智之; 丸山 結
Proceedings of 10th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-10) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2016/11
シビアアクシデント時に溶融炉心が圧力容器外に放出される場合の格納容器破損防止対策として、事前注水や格納容器スプレイによりペデスタルやキャビティに予め水を張ることが考えられている。このときの燃料デブリ冷却性を評価するため、JASMINEコードの溶融炉心挙動モデルを改良した。溶融炉心がジェット状に水中に落下する際、水との相互作用により粒子状のデブリを放出する(ブレークアップ)。冷却性に影響を及ぼすデブリ粒径分布の取り扱いを改良し、スウェーデン王立工科大学(KTH)で実施されたジェットブレークアップ実験DEFOR-Aの解析を行い、実験結果と比較した。また、溶融ジェットが床面に到達するとメルトプールを形成し、水平方向に広がる。冷却性評価で重要となる広がり面積を評価するため、クラスト形成モデル等を導入し、同じくKTHで実施されたメルト広がり実験PULiMSの解析を行い、実験結果と比較した。両現象の評価精度の向上に向けて、さらなる改良点を検討した。
11
Analysis with CFD code for THAI test on thermal-hydraulics during PAR activation
佐藤 允俊; 松本 俊慶; 杉山 智之; 丸山 結
Proceedings of 10th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-10) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2016/11
A numerical analysis was carried out on the thermal-hydraulic behavior during the operation of the PAR for the HR-5 test conducted in the OECD/NEA THAI project. In the HR-5 test, measurements were performed in the test vessel on the volume fractions of oxygen and hydrogen, gas temperature, pressure, flow velocity at the PAR inlet and so on. The open source code OpenFOAM was used for the present study with the reactingFoam solver which is appropriate to treat thermal-hydraulic phenomena including chemical reactions. The code was implemented with the correlation equations for the PAR used in the HR-5 and was modified to be capable of calculating the gas composition change during the recombination of hydrogen and oxygen. Comparison was made between the analysis and experimental results in the gas volume fraction and so on. It was shown that the analyses well reproduced the recombination behavior at the PAR and influences of the recombination heat on the thermal-hydraulic behavior.
12
Investigation of snow cover effects and attenuation correction of $$gamma$$ ray in aerial radiation monitoring
石崎 梓; 眞田 幸尚; 森 愛理; 伊村 光生; 石田 睦司; 宗像 雅広
Remote Sensing, 8(11), p.892_1 - 892_12, 2016/11
積雪がある場合に航空機モニタリングを実施する場合、積雪層による$$gamma$$線の減弱により、空間線量率が適切に換算できない。この問題を解決するため、積雪深情報を用いた補正方法を検討し、実際の測定結果に適用した。本研究では3種類の補正方法を検討し、補正効果を比較した。補正精度のさらなる向上にためには、積雪水量をより正確に推定する必要がある。
13
Statistical analysis using the Bayesian nonparametric method for irradiation embrittlement of reactor pressure vessels
高見澤 悠; 伊藤 裕人; 西山 裕孝
Journal of Nuclear Materials, 479, p.533 - 541, 2016/10
高中性子照射量領域における照射脆化に関して、ノンパラメトリックベイズ法を用いて日本国内の監視試験データや試験炉照射データに対して統計解析を実施した。ノンパラメトリックベイズ法は実測データを正規分布の和で表す解析手法であり、正規分布の数と平均値や分散は実測データの複雑さに応じて決定される。本研究では、照射脆化の主因として考えられている溶質原子クラスタを構成する元素(Cu, Ni, Mn, Si, P)や照射条件を入力パラメータとして、照射脆化との関係を評価した。解析の結果、中性子照射量が異なるデータであっても同じ材料のデータは同じ正規分布に分類されており、中性子照射量に依存した脆化メカニズムが顕在化していないことが示唆された。
14
Sorption behavior of thorium onto granite and its constituent minerals
飯田 芳久; 山口 徹治; 田中 忠夫; 邉見 光
Journal of Nuclear Science and Technology, 53(10), p.1573 - 1584, 2016/10
花崗岩へのトリウム(Th)の収着挙動を調べるため、花崗岩およびその主要構成鉱物である石英, 長石および黒雲母を対象としたバッチ収着実験を、pHおよび炭酸濃度をパラメータとして実施した。得られた分配係数は、炭酸濃度の上昇に伴い減少し、pH9-10で極小値を示した。この吸着傾向は、溶液中でのThの水酸化炭酸錯体の形成によるものである。Th収着の強さは、雲母, 長石, 石英=花崗岩の順であった。これら鉱物へのThの収着挙動を、電気三重層表面錯体モデルにより解析した。Thの内圏錯形成を仮定することにより、モデル計算は実験結果をよく説明した。花崗岩へのThの収着挙動については、主に長石表面サイトへの錯形成により説明可能であることが示された。
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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
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。
16
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。
17
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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Outcome of first containment cooling experiments using CIGMA
柴本 泰照; 与能本 泰介; 石垣 将宏; 安部 諭
Proceedings of 11th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-11) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2016/10
The Japan Atomic Energy Agency (JAEA) initiated the ROSA-SA project in 2013 for the purpose of studying thermal hydraulics relevant to over-temperature containment damage, hydrogen risk, and fission product transport. For this purpose, the JAEA newly constructed the Containment InteGral Measurement Apparatus (CIGMA) in 2015 for the experiments addressing containment responses, separate effects, and accident managements. Recently, we successfully conducted first experiments using CIGMA to characterize the facility under typical experimental conditions. Among these experiments, the present paper focuses on the results of containment cooling tests, for which an upper part of the vessel outer surface was cooled by spray water. Several distinctive phenomena were observed in the tests, including inverse temperature stratification in the vessel due to the cooling in the upper region. The RELAP5 analysis result was also presented to roughly indicate the prediction capability of the best-estimate two-phase flow code in predicting the containment thermal hydraulics.
19
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.
20
モニタリングポストのNaI(Tl)検出器で測定する波高分布から空気中$$^{131}$$I濃度を推定するための換算係数の計算
山田 純也; 橋本 周; 瀬谷 夏美; 羽場 梨沙; 武藤 保信; 清水 武彦; 高崎 浩司; 横山 須美*; 下 道國*
Radioisotopes, 65(10), p.403 - 408, 2016/10
モニタリングポストの測定データを利用した迅速性のある空気中$$^{131}$$I濃度推定手法の開発を目指している。本手法はモニタリングポストのNaI(Tl)検出器で測定した$$^{131}$$Iの全吸収ピーク計数率に濃度換算係数を掛け算することで空気中$$^{131}$$I濃度を推定する。モンテカルロ計算コードEGS5を用いて原子力機構大洗研究開発センターのモニタリングポストに対する濃度換算係数を計算した。計算の結果、無限空気線源に対する濃度換算係数は25.7Bq/m$$^{3}$$/cpsと評価された。