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Brumm, S.*; Gabrielli, F.*; Sanchez Espinoza, V.*; Stakhanova, A.*; Groudev, P.*; Petrova, P.*; Vryashkova, P.*; Ou, P.*; Zhang, W.*; Malkhasyan, A.*; et al.
Annals of Nuclear Energy, 211, p.110962_1 - 110962_16, 2025/02
被引用回数：1 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)The completed Horizon-2020 project on "Management and Uncertainties of Severe Accidents (MUSA)" has reviewed uncertainty sources and Uncertainty Quantification methodology for the purpose of assessing Severe Accidents (SA). The key motivation of the project has been to bring the advantages of the Best Estimate Plus Uncertainty approach to the field of Severe Accident. The applications brought together a large group of participants that set out to apply uncertainty analysis (UA) within their field of SA modelling expertise, in particular reactor types, but also SA code used (ASTEC, MELCOR, etc.), uncertainty quantification tools used (DAKOTA, RAVEN, etc.), detailed accident scenarios, and in some cases SAM actions. This paper synthesizes the reactor-application work at the end of the project. Analyses of 23 partners are sorted into different categories, depending on whether their main goal is/are (i) uncertainty bands of simulation results; (ii) the understanding of dominating uncertainties in specific sub-models of the SA code; (iii) improving the understanding of specific accident scenarios, with or without the application of SAM actions; or, (iv) a demonstration of the tools used and developed, and of the capability to carry out an uncertainty analysis in the presence of the challenges faced. The partners' experiences made during the project have been evaluated and are presented as good practice recommendations. The paper ends with conclusions on the level of readiness of UA in SA modelling, on the determination of governing uncertainties, and on the analysis of SAM actions.
勅使河原 誠; Lee, Y.*; 達本 衡輝*; Hartl, M.*; 麻生 智一; Iverson, E. B.*; 有吉 玄; 池田 裕二郎*; 長谷川 巧*
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 557, p.165534_1 - 165534_10, 2024/12
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Instruments & Instrumentation)J-PARCの核破砕中性子源において、水酸化第二鉄触媒の機能性を評価するため、1MW運転時の積算ビーム出力9.4MW
hの条件で、ラマン分光法を用いてパラ水素割合をその場測定した。その結果、1MW運転におけて触媒が十分に機能していることが分かった。また、触媒を通さないバイパスラインを用いて、中性子照射によるパラからオルソ水素への逆変換率を調べることを試みた。測定されたオルソ水素割合の増加は、500kW運転で積算ビーム出力2.4MWhの場合に0.44%であった。しかしながら、この結果は、冷中性子モデレータ内で引き起こされた逆変換と、バイパスされた触媒容器中の温度上昇によって発生した準静的オルソ水素のメインループへの受動的滲出との合算であることが示された。
Brumm, S.*; Gabrielli, F.*; Sanchez-Espinoza, V.*; Groudev, P.*; Ou, P.*; Zhang, W.*; Malkhasyan, A.*; Bocanegra, R.*; Herranz, L. E.*; Berda
, M.*; et al.
Proceedings of 10th European Review Meeting on Severe Accident Research (ERMSAR 2022) (Internet), 13 Pages, 2022/05
The current HORIZON-2020 project on "Management and Uncertainties of Severe Accidents (MUSA)" aims at applying Uncertainty Quantification (UQ) in the modeling of Severe Accidents (SA), particularly in predicting the radiological source term of mitigated and unmitigated accident scenarios. Within its application part, the project is devoted to the uncertainty quantification of different severe accident codes when predicting the radiological source term of selected severe accident sequences of different nuclear power plant designs, e.g. PWR, VVER, and BWR. Key steps for this investigation are, (a) the selection of severe accident sequences for each reactor design, (b) the development of a reference input model for the specific design and SA-code, (c) the selection of a list of uncertain model parameters to be investigated, (d) the choice of an UQ-tool e.g. DAKOTA, SUSA, URANIE, etc., (e) the definition of the figures of merit for the UA-analysis, (f) the performance of the simulations with the SA-codes, and, (g) the statistical evaluation of the results using the capabilities, i.e. methods and tools offered by the UQ-tools. This paper describes the project status of the UQ of different SA codes for the selected SA sequences, and the technical challenges and lessons learnt from the preparatory and exploratory investigations performed.
Kwon, H.*; Pietrasiak, E.*; 大原 高志; 中尾 朗子*; Chae, B.*; Hwang, C.-C.*; Jung, D.*; Hwang, I.-C.*; Ko, Y. H.*; Kim, K.*; et al.
Inorganic Chemistry, 60(9), p.6403 - 6409, 2021/05
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Chemistry, Inorganic & Nuclear)The synthesis of sandwich-shaped multinuclear silver complexes with planar penta- and tetranuclear wheel-shaped silver units and a central anion is reported, along with complete spectroscopic and structural characterization. An NMR mechanistic study reveals that silver complexes were formed in the following order: 2Ag 
3Ag
5Ag
4Ag. The central hydroxides in 4Ag and 5Ag exhibit exotic physical properties due to the confined environment inside the complex. The size of these silver wheels can be tuned by changing the central anion or extracting/adding one silver atom. This study provides the facile way to synthesize discrete wheel-shaped multinuclear silver complexes and provides valuable insights into the dynamics of the self-assembly process.
永野 博彦; Kim, Y.*; Lee, B.-Y.*; 重田 遥*; 犬伏 和之*
Soil Science and Plant Nutrition, 64(6), p.793 - 802, 2018/12
被引用回数：5 パーセンタイル：24.08(Plant Sciences)北半球の高緯度生態系における年間温室効果ガス(GHG)収支を決定する重要なプロセスである凍結土壌の融解中に起きる炭素動態の変化を調べるために、本研究では、内陸アラスカのクロトウヒ林から採取した凍結土壌コアの培養実験を行った。地表面から永久凍土がある深さ90cmまでのコアを、3層(表層,中間層,下層)に分けた。次いで、各層から分取した12土壌(1層につき4土壌)を3週間培養し、二酸化炭素(CO
)およびメタン(CH
)フラックスを測定した。培養中、温度を0から10
Cまで1週間ずつ変化させた。表層および中間層の8土壌のうち6土壌では、CO放出量が0Cよりも5Cで1.5-19.2倍大きかったが、これら6土壌のうち3土壌のCO放出は、10Cでの培養で減少した。CH放出は、0Cで培養した下層土壌で最大であった。0Cで培養した表層および中間層の土壌でも、CH放出が観察された。5および10Cでは、下層土壌のCH放出が減少し、表層および中間層の土壌はCH吸収を示した。嫌気的CH酸化および生成の阻害物質(2-bromoethane sulfonate)を添加すると、CH吸収と放出の両方が減少した。細菌および古細菌群集のゲノム情報は土壌の深さとともに変化したが、融解に対しては安定であった。以上より、北方のクロトウヒ林における土壌のGHGフラックスは土壌融解に敏感かつ多様に反応する一方、細菌および古細菌の全体的な群集構造は融解に対して安定的であることが判明した。
Wu, P.*; Zhang, B.*; Peng, K. L.*; 萩原 雅之*; 石川 喜久*; 古府 麻衣子; Lee, S. H.*; 組頭 広志*; Hu, C. S.*; Qi, Z. M.*; et al.
Physical Review B, 98(9), p.094305_1 - 094305_7, 2018/09
被引用回数：13 パーセンタイル：48.46(Materials Science, Multidisciplinary)熱電材料であるNaドープしたSnSeについて、ARPES, 中性子回折, 中性子非弾性散乱でその電子構造と格子ダイナミクスを測定した結果を報告する。
Han, M. C.*; Yeom, Y. S.*; Lee, H. S.*; Shin, B.*; Kim, C. H.*; 古田 琢哉
Physics in Medicine & Biology, 63(9), p.09NT02_1 - 09NT02_9, 2018/05
被引用回数：9 パーセンタイル：40.45(Engineering, Biomedical)輸送計算コードGeant4, MCNP6, PHITSのマルチスレッド並列計算の実行性能について、異なる複雑さを持つ三体の四面体メッシュファントムを用いて調査した。ここでは、光子と中性子の輸送計算を実行し、初期化にかかる時間、輸送計算の時間及び、メモリ使用量と並列スレッド数の増加に対する相関関係を評価した。初期化にかかる時間は、ファントムの複雑化に伴い増加するものの、並列スレッド数にはあまり依存しないという傾向が三つ全ての計算コードで見られた。輸送計算の時間については、マルチスレッド並列計算に独立タリーの設計を採用しているGeant4では高い並列化効率(40並列で30倍の高速化)が見られたのに対し、MCNP6及びPHITSではタリー共有化による遅延のために、並列スレッド数増加に対する高速化の頭落ちが見られた(40並列でもMCNPは10倍、PHITSは数倍の高速化)。その一方で、Geant4は計算に必要なメモリ容量が大きく、並列スレッド数増加に対するメモリ使用量の増加もMCNP6やPHITSに比べて大きいことが分かった。また、PHITSの特筆すべき点として、メモリ使用量はファントムの複雑さやスレッド数によらず、他の二つの計算コードに比べて、顕著に小さいことも分かった。
川久保 陽子; Hoffheins, B.; 井上 尚子; Mongiello, R.*; Baldwin, G.*; Lee, N. Y.*
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Safe Technologies and Sustainable Scenarios (FR-13) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2013/03
原子力の透明性は、国際原子力機関(IAEA)保障措置を補強し、国際的・地域的な信頼醸成に寄与するという点で重要である。そして、信頼醸成の主要な要素である情報共有は、高速炉及び核燃料サイクルの開発の分野においても、透明性を向上させ、専門家間相互理解を促進するために必要である。原子力機構は、アジア太平洋地域における原子力の透明性向上を目的とした情報共有フレームワークを設計、構築のプロジェクトを実施している。本プロジェクトは、サンディア国立研究所(SNL),韓国核不拡散核物質管理院(KINAC),韓国原子力研究所(KAERI)と共同で行っており、現在は情報共有フレームワークの要件の合意に向けて議論を行っている。本稿は情報共有フレームワークの要件開発の現状について記すものである。この要件開発は現在も進行中であるが、近い将来プロジェクト関係機関の間で合意し、デモンストレーションを行う予定である。
Lee, K. E.*; Khim, B.-K.*; 乙坂 重嘉; 乗木 新一郎*
Organic Geochemistry, 42(3), p.255 - 261, 2011/03
被引用回数：16 パーセンタイル：42.47(Geochemistry & Geophysics)日本海東部で得た沈降粒子中の長鎖(C
)アルケノンを測定し、海水柱内での有機物の生産,輸送及び分解過程について検討した。アルケノン粒子束は、上層(水深1km)で明確な季節変化を示し、夏季(7月から8月)に高かった。一方深層(水深3km層)では、アルケノン粒子束に有意な季節変化は見られなかった。沈降粒子中のアルケノン飽和度は、沈降粒子を構成する有機物が生成される時の水温を示す。日本海で得たアルケノン温度を、現場海域における表面水温(SST)と比較した結果、年平均値は同程度であったが、冬季のアルケノン温度は6度から13度SSTに比べて高く、夏季には2度から5度高かった。沈降粒子のアルケノン温度とSSTの間には、冬季に3か月、夏季に1か月の時間差が見られた。これらのことから、(1)アルケノンは海洋表層で夏季に生産され、この時期に表層から1km層に急速に沈降すること、(2)冬季の有機物の沈降速度は夏季の3分の1程度であること、(3)深層では分解の進んだ有機物が滞留することが明らかになった。
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。
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(-11C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。
O moderated 
Cf source at JAEA and KAERI古渡 意彦; 藤井 克年; 堤 正博; Kim, B.-H.*; Lee, K.-C.*; 吉澤 道夫; 山口 恭弘
Journal of Nuclear Science and Technology, 45(Suppl.5), p.217 - 220, 2008/06
被引用回数：1 パーセンタイル：9.84(Nuclear Science & Technology)日本原子力研究開発機構(JAEA)と韓国原子力研究所(KAERI)では、ISOで推奨されている直径30cmの重水球でCfを覆った線源(以下「重水減速Cf線源」という。)を整備し、おもに実作業環境で利用される中性子線量計のための中性子校正場として構築している。それぞれの機関が整備した重水減速Cf線源を用いる中性子校正場の信頼性の向上を目的として、双方の機関の中性子校正場の特性を測定し、相互比較を行った。注目した中性子校正場の特性は、重水減速Cf線源から散乱せずに直接測定点に到達する成分の中性子スペクトル及びフルエンス、並びに測定点で評価される散乱成分である。測定はJAEAで整備された多減速材付中性子スペクトロメータを双方の校正場に持ち込んで実施した。測定点に直接到達する中性子スペクトルの比較では、数十keVから数MeV程度のエネルギー領域で、KAERIで整備された中性子校正場のスペクトルはJAEAのものより大きくなった。これは双方の機関で整備された重水減速Cf線源の構造の違いを反映した差異であると考えられる。本研究は、JAEA-KAERI研究協力計画に基づき行われた研究の成果である。
須田 翔哉*; 石橋 健二*; Lee, E.*; 執行 信寛*; 池田 伸夫*; Sun, G. M.*; Han, B.-Y.*; 高田 弘; 原田 正英
no journal, ,
中性子源セクションでは、電気化学式検出装置を用いて新型転換炉(ATR、重水減速軽水炉ふげん)で信号生成を観測した経験を有する。本研究では、同検出装置のトリチウムへの有感性を確認することを目的として、(1)加圧水型軽水炉(PWR、トリチウム量30gと多量のベータ崩壊核種)の傍(炉心から26m)と、(2)原子力機構のトリチウムプロセス実験棟(トリチウム10g級)の傍(線源から8.6m)で実験を行った。両方の実験で、電気化学式検出装置にバックグランド値に比べて有意の信号増加を観測した。解析の結果、原子炉実験については、低エネルギーベータ崩壊核種であるトリチウムとプルトニウム241が信号増加の源となっており、トリチウムプロセス実験棟の実験についてはトリチウムによって信号が増加していることが明らかになった。
花田 磨砂也; 小島 有志; 秋野 昇; 小又 将夫; 藻垣 和彦; Oh, B. H.*; Jeong, S. H.*; Chang, D. H.*; Lee, K. W.*; Bae, Y. S.*
no journal, ,
本論文はJT-60SAに向けた正イオンNBI装置の開発研究の成果を記述したものである。これまでに、JT-60Uでの運転において、1台の正イオン源を用いて、85keV, 27.5A重水素イオンビームを30秒間生成している。さらに、日韓共同実験において、同イオン源を用いて60keV, 18A水素正イオンビームを200秒間生成している。これらの実験で得られた結果を元に、JT-60正イオン源の除熱性能やイオン生成性能を評価した。その結果、既存のJT-60正イオン源を改造すること無くJT-60SAで再使用することによって、JT-60SAにおけるイオンビームの要求性能(85keV, 27.5A, 100秒)を達成できることを明らかにした。
