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Arokiaswamy, J. A.*; Batra, C.*; Chang, J. E.*; Garcia, M.*; Herranz, L. E.*; Klimonov, I. A.*; Kriventsev, V.*; Li, S.*; Liegeard, C.*; Mahanes, J.*; et al.
IAEA-TECDOC-2006, 380 Pages, 2022/00
IAEAの共同研究プロジェクト「シビアアクシデント条件下におけるプロトタイプナトリウム冷却高速炉からの放射性物質の放出」は、シビアアクシデント条件下における、リファレンスとなるナトリウム冷却高速炉の施設内における放射性物質および燃料粒子の存在量の、異なる時間スケールにおける現実的な数値シミュレーションを目的として実施された。解析のスコープは3つに分割され、3つのワークパッケージ(WP)として定義された:(1)炉内ソースターム評価、(2)一次系/格納容器系境界のソースターム評価、および(3)格納容器内の現象分析。WP-1の参加機関の結果を比較すると、希ガスおよび放射性セシウムの放出割合、およびカバーガスへの放射性核種の放出割合はよく一致した。共通の圧力履歴を用いたWP-2の解析では、各機関の解析結果はよく一致し、いずれの機関の解析手法も同程度の精度を有することが示された。先行するWPにおける解析と分離するため、放出割合をあらかじめ設定したスタンドアロンケースがWP-3にて定義された。WP-3の全参加機関によるスタンドアロンケースの解析結果は全般的に一致した。
川久保 陽子; Stevens, R.*; Pickett, S.*; 関根 恵; 野呂 尚子; 井上 尚子
Proceedings of INMM & ESARDA Joint Virtual Annual Meeting (Internet), 10 Pages, 2021/08
Integrated Support Center for Nuclear Nonproliferation and Nuclear Security (ISCN) of Japan Atomic Energy Agency (JAEA) in cooperation with the International Atomic Energy Agency (IAEA) executed the first online regional training course on the State System of Accounting for and Control of Nuclear Material (Online RTC-SSAC) from 9 to 20 November 2020. JAEA and its predecessor organizations have held RTC-SSAC every year since 1996 in in-person style for supporting the capacity building in the IAEA member states, however; COVID-19 pandemic posed a serious impact on implementing conventional in-person training in 2020. In addition to that, ISCN had recognized the advantages of developing the online SSAC course as it can supplement the in-person course. With this background, ISCN/JAEA in cooperation with IAEA initiated the development of the online RTC-SSAC in April 2020. This paper provides a summary of the experience in developing the first Online RTC-SSAC including the steps taken to transition the course from an in-person course to an online course. It also identifies good practices that were established during the conduct of the two-week course as well as lessons learned to integrate into future courses. The paper concludes with a look at the future of online training and possible next steps to ensure that it will support the needs of the IAEA Member States.
Dimitriou, P.*; Dillmann, I.*; Singh, B.*; Piksaikin, V.*; Rykaczewski, K. P.*; Tain, J. L.*; Algora, A.*; Banerjee, K.*; Borzov, I. N.*; Cano-Ott, D.*; et al.
Nuclear Data Sheets, 173, p.144 - 238, 2021/03
被引用回数：24 パーセンタイル：96.52(Physics, Nuclear)核分裂の発見以降、核分裂片から放出される遅発中性子の存在には、数多くの関心が集められてきた。原子力発電では、遅発中性子は原子炉動特性の計算や炉の安全運転において非常に重要な役割を演じている。それに加え、遅発中性子は、核構造や天体核、特に新世代のRIビーム施設の中心課題である安定線から離れた原子核でも、大きなインパクトをもっている。現在、ベータ崩壊半減期と遅発中性子分岐比に関するいくつかの文献が利用可能であるが、測定と評価によって実施されるべき十分な考証は、それらの文献ではしばしば抜けている。この欠落部に注目し、遅発中性子の核データ評価とそれに関する新しい文献作成の作業が、国際原子力機関(IAEA)の援助の基に着手され、「ベータ遅発中性子用データベースの開発」に関するCoordinated Research Project (CRP)が結成された。本論文では、CRPで行われたこれまでの結果について報告をする。
Chadwick, M. B.*; Capote, R.*; Trkov, A.*; Herman, M. W.*; Brown, D. A.*; Hale, G. M.*; Kahler, A. C.*; Talou, P.*; Plompen, A. J.*; Schillebeeckx, P.*; et al.
Nuclear Data Sheets, 148, p.189 - 213, 2018/02
被引用回数：66 パーセンタイル：98.06(Physics, Nuclear)CIELO国際協力では、原子力施設の臨界性に大きな影響を与える重要核種(
U, 
U, 
Pu, 
Fe, 
O, 
H)の中性子断面積データの精度を改善し、これまで矛盾していると考えられた点を解消することを目的として研究が行われた。多くの研究機関が参加したこのパイロットプロジェクトは、IAEAの支援も受けて、OECD/NEAの評価国際協力ワーキングパーティ(WPEC)のSubgroup 40として組織された。本CIELOプロジェクトは、新たな実験研究や理論研究を行う動機付けとなり、測定データを正確に反映し臨界性の積分テストに優れた新たな一連の評価済みライブラリとして結実した。本報告書は、これまでの研究成果と、本国際協力の次の段階の計画概要をまとめたものである。
Briggs, L.*; Monti, S.*; Hu, W.*; Sui, D.*; Su, G. H.*; Maas, L.*; Vezzoni, B.*; Partha Sarathy, U.*; Del Nevo, A.*; Petruzzi, A.*; et al.
Proceedings of 16th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-16) (USB Flash Drive), p.3030 - 3043, 2015/08
IAEA主催の「EBR-II炉停止のための熱除去試験に係るベンチマーク解析」研究共同プロジェクトは4年計画のうち3年目となっている。本プロジェクトには11ヶ国19機関がEBR-IIで行われた炉停止のための熱除去試験の内最も厳しい過渡試験の内の2ケースについて解析を実施してきた。ベンチマーク仕様に基づき炉心及び1次主冷却系の解析モデルを構築し解析を実施した。本プロジェクトのPhese 1ではブラインド解析が実施され測定データと比較・評価された。Phase 2では、Phese 1で試験データと合わなかった箇所を検討し解析モデルの改良を実施した。本論文では、最新の解析結果及び残された作業の実施方針を記載した。
Passerini, S.*; Carardi, C.*; Grandy, C.*; Azpitarte, O. E.*; Chocron, M.*; Japas, M. L.*; Bubelis, E.*; Perez-Martin, S.*; Jayaraj, S.*; Roelofs, F.*; et al.
Proceedings of 2015 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2015) (CD-ROM), p.780 - 790, 2015/05
The IAEA recently established a CRP on "Sodium properties and safe operation of experimental facilities in support of the development and deployment of Sodium Cooled Fast Reactors - NAPRO", to be carried out in the period 2013 - 2017. The first phase of the CRP is focused on the collection and assessment of sodium properties, and it will lead to a consistent property data set which will be published in the form of a handbook. This work is carried out by the 11 participating organizations from 10 Member States through the review and evaluation of the existing available data, the identification of the data gaps and the development of recommendations for experimental programmes to support closing these data gaps. A specific work package (WP 1.1), under the leadership of Argonne National Laboratory, is focused on the analysis of physical properties of sodium: thermodynamic properties and transport properties. The expected outcome includes the improved understanding of the availability, accuracy and range of applications of sodium properties centered on fast reactors and other technological applications. The implemented methodology for WP 1.1 is described and so the properties included in WP 1.1 and their classification. Major findings to date related to WP 1.1 are presented in this work, including detailed analysis of two selected properties.
高野 和也; 毛利 哲也; 岸本 安史; 羽様 平
Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors; The Role of Reactor Physics toward a Sustainable Future (PHYSOR 2014) (CD-ROM), 13 Pages, 2014/09
2009年に仏Phenix炉のEnd of Life試験において、定格出力時における制御棒の非対称引抜が径方向出力分布に与える影響を目的とする「制御棒引抜試験」が実施された。IAEAのTWG-FR(高速炉技術作業部会)において本試験に対するベンチマーク解析を実施するための共同研究プロジェクト(CRP)が立ち上げられ、CEA, ANL, IGCAR, IPPE, IRSN, JAEA, KIT, PSIから専門家が参加し本CRPを進めている。ここでは原子力機構(JAEA)によるベンチマーク解析結果について述べるとともに、JAEA解析手法が出力分布偏差に対して十分な精度を有していることを示す。また、中性子線及び
線輸送効果を考慮した発熱計算により、径方向ブランケット燃料領域における出力分布解析精度が向上することを示す。
Pascal, V.*; Prulhi
re, G.*; Vanier, M.*; Fontaine, B.*; Devan, K.*; Chellapandi, P.*; Kriventsev, V.*; Monti, S.*; Mikityuk, K.*; Chenu, A.*; et al.
Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors; The Role of Reactor Physics toward a Sustainable Future (PHYSOR 2014) (CD-ROM), 16 Pages, 2014/09
2009年に仏Phenix炉のEnd of Life試験において、定格出力時における制御棒の非対称引抜が径方向出力分布に与える影響を目的とする「制御棒引抜試験」が実施された。IAEAのTWG-FR(高速炉技術作業部会)において本試験に対するベンチマーク解析を実施するための共同研究プロジェクト(CRP)が立ち上げられ、CEA, ANL, IGCAR, IPPE, IRSN,原子力機構, KIT, PSIから専門家が参加し本CRPを進めている。ここでは、「制御棒引抜試験」の概要及び制御棒非対称引抜に伴う出力分布変化に対する測定結果について述べるとともに、本CRPにて得られた解析結果を基に、測定結果との差及び解析結果同士の差の要因について考察する。
NIX end-of-life experimentsMonti, S.*; Toti, A.*; Stanculescu, A.*; Pascal, V.*; Fontaine, B.*; Herrenschmidt, A.*; Prulhiere, G.*; Vanier, M.*; Varaine, F.*; Vasile, A.*; et al.
IAEA-TECDOC-1742, 247 Pages, 2014/06
Before the definitive shutdown in 2009, PHNIX end-of-life tests were conducted to gather additional experience on the operation of sodium cooled reactors. Thanks to the CEA, the IAEA decided in 2007 to launch the CRP entitled Control Rod Withdrawal Test performed during the PHNIX end-of-life experiments. The objective of this publication is to document the results and main achievements of the benchmark analyses on the control rod withdrawal test performed within the framework. For the total control rod worth, two groups of results were observed. The difference between the groups can be explained on the basis of the control rod model treatment on self-shielded cross-sections of absorbing media with deterministic codes. Heat transfers and sodium mixing phenomena strengthened by sodium turbulent flows in the hot plenum disturb power balances and degrade the comparisons. It leads the systematic overestimation in power deviation calculations for all the participants.
Monti, S.*; Latge, C.*; Long, B.*; Azpitarte, O. E.*; Chellapandi, P.*; Stieglitz, R.*; Eckert, S.*; 大平 博昭; Lee, J.*; Roelofs, F.*; et al.
Proceedings of 2014 International Congress on the Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2014) (CD-ROM), p.474 - 481, 2014/04
In order to address some inconsistencies regarding sodium physical and chemical properties, and internationally agreed standard rules for designing sodium experimental facilities, good practices and safety guidelines, the IAEA recently established a CRP on "Sodium properties and safe operation of experimental facilities in support of the development and deployment of Sodium Cooled Fast Reactors - NAPRO", to be carried out in the period 2013 - 2017. The CRP will be focused on the collection and assessment of sodium properties, and it will lead to a consistent property data set which will be published in the form of a handbook. This work will be carried out by the 11 participating organizations from 10 Member States through the review and evaluation of the existing available data, the identification of the data gaps and the development of recommendations for experimental programmes to support closing these data gaps. The CRP will also focus on the definition of design rules and best practice for sodium experimental facilities and guidelines for the safe handling of sodium, which poses hazard due to its chemical reactivity with water and air. Outcomes of this part of the CRP will include shared functional requirements, good practices, codes and standards and safety criteria for the design, construction and operation of experimental Na loops in support of innovative SFR.
Pascal, V.*; Prulhire, G.*; Fontaine, B.*; Devan, K.*; Chellapandi, P.*; Kriventsev, V.*; Monti, S.*; Mikityuk, K.*; Semenov, M.*; Taiwo, T.*; et al.
Proceedings of 2013 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2013) (USB Flash Drive), 11 Pages, 2013/04
2009年に仏Phenix炉のEnd-of-Life試験において、定格出力時における制御棒の非対称引抜が径方向出力分布に与える影響を把握することを目的とする「制御棒引抜試験」が実施された。IAEAのTWG-FR(高速炉技術作業部会)において本試験に対するベンチマーク解析を実施するための共同研究プロジェクト(CRP)が立ち上げられ、CEA, ANL, IGCAR, IPPE, IRSN, JAEA, KIT, PSIから専門家が参加し、本CRPを進めている。ここでは「制御棒引抜試験」の概要及び制御棒非対称引抜に伴う出力分布変化に対する測定結果について述べるとともに、本CRPにて得られた解析結果をもとに、測定結果との差及び解析結果同士の差の要因について考察する。
中村 仁宣; Beddingfield, D.*; Montoya, J.*; 中道 英男; 向 泰宣; 栗田 勉
Proceedings of INMM 53rd Annual Meeting (CD-ROM), 9 Pages, 2012/07
転換施設では、グローブボックス中のプルトニウムのホールドアップ在庫はHBASを用いて測定し計量管理に利用している。グローブボックスは複数あり近接していることから、グローブボックス間の中性子クロストーク補正を実施しなければならない。ホールドアップ測定下において変化するクロストークの影響を見積もるため、動的クロストーク補正法(DCTC)を新たに開発し、グローブボックス間の実際のクロストーク量をより正確に得ることができた。HBASシステムの改善とともに、DCTCによりダブルカウントされていたクロストーク量が削減され、バイアスの削減とともにPCDFの計量管理を改善することができた。DCTC方法論はセル等の限定された区域に在庫が複数ある場合においてクロストークの量を見いだすことができ、測定結果からクロストークに導かれたバイアスを削減するのに役立つ方法であり、設計段階からの保障措置設計手法への活用が期待される。
内田 俊介; 朝倉 大和*; 鈴木 洋明*
Nuclear Engineering and Design, 241(7), p.2398 - 2410, 2011/07
被引用回数：32 パーセンタイル：90.86(Nuclear Science & Technology)PWR一次冷却水中では、サブクール沸騰下でボロンとリチウムが燃料表面に付着し、燃料表面上でニケッル・鉄酸化物との化学反応で化学形態が変化する。こうして燃料表面に蓄積したボロンが軸方向出力異常(AOA)発生の要因となる。燃料表面のボロン蓄積量を二つの方向から評価した。ひとつは、改良型薄膜蒸発乾固モデル(MEDモデル)による蓄積量の計算で、もうひとつは、反応度の視点(中性子経済計算)からの蓄積量の予測である。本評価により、(1)計算された燃料表面へのボロンの蓄積量は、測定されるニッケル・鉄酸化物との複合体に比べ1-2桁多く、その溶解速度から燃料付着物の分析では定量化が難しいこと、(2)冷却水中のボロン濃度が高いため、原子炉停止持のハイドアウトリターンは観測が難しいこと、(3)炉運転中のボロン蓄積量を評価するための有力な手段はMEDモデルによる計算であること、最後に、(4)ニッケル酸化物がボロン溶解を遅らせ、燃料表面でのボロンの平均滞在時間を伸張させるため、冷却水中のニッケル濃度の抑制がAOA発生抑制に効果的であること、を示した。
Planman, T.*; 鬼沢 邦雄; Server, W.*
Proceedings of 2009 ASME Pressure Vessels and Piping Division Conference (PVP 2009) (CD-ROM), 8 Pages, 2009/07
原子炉圧力容器鋼等の破壊靱性遷移曲線の形状(温度依存性)については、マスターカーブ法が規定された当初から議論がなされてきた。多くの場合、形状を一定と仮定した標準マスターカーブ法は高脆化材に対しても成り立つことが示されている。IAEA協力研究CRP-8では、関連する最新データの収集・分析を行い、MC法の規定されたASTM E1921規格が照射材に対しても妥当性であり修正不要であることを検討した。CRP-8では、形状変化に対するパラメータ評価法を提案するとともに、非均質材に対しては保守的評価のためSINTAP法の適用を推奨した。この分析結果から、照射によりわずかに曲線が低くなる傾向にあるが、通常程度の脆化では無視できることを示した。
Nanstad, R.*; Brumovsky, M.*; Callejas, R.*; Gillemot, F.*; Korshunov, M.*; Lee, B.*; Lucon, E.*; Scibetta, M.*; Minnebo, P.*; Nilsson, K.-F.*; et al.
Proceedings of 2009 ASME Pressure Vessels and Piping Division Conference (PVP 2009) (CD-ROM), 13 Pages, 2009/07
国際原子力機関(IAEA)では、軽水型原子炉圧力容器への破壊靱性マスターカーブ法の適用に関する課題解決のため、国際協力研究(CRP)を行っている。このCRPにおける課題1では、マスターカーブ法により予き裂付シャルピー(PCC)試験片から参照温度T
を決定するため、課題に着目し、破壊靱性試験及び解析を実施した。試験参加機関は、数種の試験片形状で、幾つかの鋼材を用い、さまざまな条件下で破壊靱性試験を実施した。得られた結果について、参照温度Tに関して、試験片形状と寸法の観点で比較が行われた。この結果から、PCC試験片を用いた際のTと大型試験片のTとのバイアスは、既往の文献における他の鋼材でのバイアス(-11
Cから-45C)と比較して、それほど大きくないことが示された。また、この知見は、バイアスの大きさやばらつきは試験鋼材に依存するという知見と一致した。
Scibetta, M.*; Altstadt, E.*; Callejas, R.*; Lee, B.*; 三浦 直樹*; 鬼沢 邦雄; Paffumi, E.*; Serrano, M.*; Tatar, L.*; Yin, S.*
Proceedings of 2009 ASME Pressure Vessels and Piping Division Conference (PVP 2009) (CD-ROM), 11 Pages, 2009/07
国際原子力機関(IAEA)では、軽水型原子炉圧力容器への破壊靱性マスターカーブ法の適用に関する課題解決のため、国際協力研究(CRP)を行っている。このCRPにおける課題1では、マスターカーブ法により予き裂付シャルピー(PCC)試験片から参照温度T0を決定するための課題に着目し、破壊靱性試験及び解析を実施した。ラウンドロビン解析では、き裂先端近傍の応力・ひずみに着目して弾塑性有限要素法解析を用いた。ラウンドロビン解析には、9か国から10機関が参加し、浅いき裂と深いき裂を有する試験片の3次元モデルを作成して解析を行った。解析コードや解析者の相違の影響は比較的小さく、深いき裂と比較した場合、浅いき裂の試験片の方が拘束効果に対する感受性が高いことが示された。また、破壊靱性参照温度の観点では、き裂深さの影響は約40Cとなることが示された。
吉川 信治; 南 正樹*
JAEA-Data/Code 2008-024, 28 Pages, 2009/01
JAEA-Data-Code-2008-024.pdf:5.83MB
「もんじゅ」において1995年に行われたプラントトリップ試験時に観測された、炉上部プレナム内のナトリウムの温度成層化の数値シミュレーションに必要な情報として、試験の概要,炉心上面から炉容器出口ノズルまでの炉上部プレナムの幾何形状,炉心上面のナトリウム流入境界条件をまとめた。
Donohue, D.*; Ciurapinski, A.*; Cliff, J.*; R
denauer, F.*; 久野 剛彦; Poths, J.*
Applied Surface Science, 255(5, Part 2), p.2561 - 2568, 2008/12
被引用回数：15 パーセンタイル：54.78(Chemistry, Physical)核拡散防止条約に準じた核物質保障措置の検認活動の一端を担うため、マイクロ分析技術の組合せによる粒径9
12ミクロンの球体粒子の特性評価を試みた。粒子は、保障措置の監督下にある核施設で採取された綿製のスワイプサンプルから取り除かれ、最初に、エネルギー分散X線分光分析(EDX)を付属する走査型電子顕微鏡(SEM)で観察された。続いて、興味ある幾つかの粒子は、光学顕微鏡へと移動され、マイクロマニピュレーターにより巧みに採取された後、そのうちの1つの粒子が粒子のコア部分におけるウランの存在有無を調べるため2次イオン質量分析装置によって破壊的に分析された。2番目の粒子については、粒子内部の元素組成を測定するために集束イオンビームでエッチングをしながら、SEMとEDXが実施された。本件における粒子の巧みな操作及びSEMと光学顕微鏡間の粒子位置の再配置の技法は、幾つかの分析技術との組合せにより、興味ある単一粒子について表面の形態観察,元素・同位体測定,深さプロフィール情報といった連続測定を可能にする。本測定の目的は、保障措置の監視下にある国において不法、又は、未申告の核活動がないことの保証を提供することである。
駿河谷 直樹; 田口 茂郎; 黒沢 明; 綿引 優
STI/PUB/1298 (CD-ROM), p.673 - 679, 2007/08
1977年以降東海パイロットプラントにおいて核物質にかかわる分析が実施されてきた。ウランとプルトニウムのような核物質を精確に分析するため、著者らは種々の測定技術を開発し、核物質計量システムにおける保障措置分析に効果的なものを実用化してきた。パイロットプラントとしての役割のうちの1つが、分析活動の貢献によって達成されたといえる。今後、東海プラントにおいて積まれた経験を六ヶ所の大規模な商業プラントに移すことが期待されている。本論文は著者らが近年に適用した分析技術及びそれらから得られた測定結果について報告する。
Planman, T.*; 鬼沢 邦雄; Server, W.*; Rosinski, S.*
Proceedings of 2007 ASME Pressure Vessels and Piping Division Conference/8th International Conference on Creep and Fatigue at Elevated Temperatures (PVP 2007/CREEP-8) (CD-ROM), 9 Pages, 2007/07
破壊靱性マスターカーブ法では、原子炉圧力容器鋼等に対して一定の温度依存性が仮定されている。この温度依存性は、高照射量や熱時効材などの高脆化材にも適用されるが、上部遷移温度域では、低い破壊靱性値が観察される場合がある。国際原子力機関IAEAでは、照射材などの関連する原子炉圧力容器鋼の破壊靱性データを収集・分析し、マスターカーブの形状に関する確認を行うことを目的の1つとした国際協力研究を開始した。粒界破壊の発生する場合も含めたこれまでのデータレビューの結果、全般的にマスターカーブ法が適用できることを確認した。粒界破壊が多い場合においても、非均質材料に適用可能な手法を適用することにより、実測値は予測値と非常によく対応することが示された。
