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Dechenaux, B.*; Brovchenko, M.*; 荒木 祥平; 郡司 智; 須山 賢也
Annals of Nuclear Energy, 223, p.111555_1 - 111555_11, 2025/12
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)The safe retrieval of the fuel debris generated during the Fukushima Daiichi nuclear accident poses a number of challenges, among which an important one is to ensure the criticality safety of the recovery operations. At the heart of the problem lies the intrinsically heterogeneous nature of the problem, and the appearance of complex and disordered media whose neutronic properties are difficult to accurately characterize and reproduce in neutron transport simulations. Typically, a similar, simpler, problem is encountered in the modeling of assemblies with missing fuel rods. In both problems, the availability of experimental facilities capable of validating both the nuclear data and the simulation schemes in heterogeneous configurations is crucial. The modified STACY installation has been specially designed to provide and carry out critical experiments, allowing for highly non-uniform configurations, that will directly support fuel debris recovery operations, but can also be used for other experimental programs. The present work describes a method to consistently and orderly sample non-uniform core configurations in the modified STACY facility, and proposes two critical heterogeneous core configurations. They have the advantage to present a high sensitivity to the water thermal scattering law, whose importance was found to be more significant for more heterogeneous configurations. The proposed experiments will contribute to the exploration and validation of heterogeneous critical systems.
Peri
ez, R.*; Bezhenar, R.*; Maderych, V.*; Brovchenko, I.*; Liptak, L.*; 小林 卓也; Min, B.-I.*; Suh, K. S.*; Little, A.*; Iosjpe, M.*; et al.
IAEA-TECDOC-2060, 55 Pages, 2024/07
IAEAは、2016年から2019年にかけて、放射線影響評価のためのモデリングとデータに関する(MODARIA II)プログラムを組織した。MODARIA IIの第7作業部会「海洋環境に放出された放射性核種の移行挙動の評価」では、拡散モデルを使用した海洋環境における放射性核種のシミュレーションに関する一般情報をまとめた。そして、東京電力福島第一原子力発電所事故シナリオを用いてCs-137の広域シミュレーションと生物への移行について検討するとともに、大西洋シナリオとして、ヨーロッパの核燃料使用済施設からの歴史的な放出について検討した。最後に、ラグランジェモデルにおける補間スキームの試験を実施した。本書は第7作業部会の活動内容について述べたものである。
Periez, 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
被引用回数：27 パーセンタイル：59.28(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、
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。
Periez, R.*; Brovchenko, I.*; Duffa, C.*; Jung, K.-T.*; 小林 卓也; Lamego, F.*; Maderich, V.*; Min, B.-I.*; Nies, H.*; Osvath, I.*; et al.
Journal of Environmental Radioactivity, 150, p.247 - 269, 2015/12
被引用回数：38 パーセンタイル：69.68(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、福島第一原子力発電所事故に伴う放射性物質の海洋放出を適用例として実施した。複数の海洋拡散モデルは、モデル間の相違の原因を評価することで比較した。本目的を達成するために逐次的な拡散実験(段階的に計算条件を複雑化させる)を実行した。また、福島第一原子力発電所事故の海洋汚染を再現する数値実験を、Csを対象に実施し、シミュレーション結果の海水と堆積物中の放射性物質濃度を観測値と比較した。その結果、モデル間の相違の主な原因は海流場の計算結果によるものであることが判明した。しかしながら、海流場を統一することでモデル間の相違の最大原因を除去したものの、拡散モデルの数値スキーム(差分法または粒子法)およびそれらの数値解法の相違によるモデル間のわずかな差が残った。
Periez, 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.
no journal, ,
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、Cs-137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。発表では、緊急時対応としてシステムを運用する際の課題に焦点を当てて報告する。
郡司 智; 荒木 祥平; Dechenaux, B.*; Brovchenko, M.*; 會澤 栄寿; 関 真和; 新垣 優; 吉川 智輝; 井澤 一彦
no journal, ,
燃料デブリの臨界特性は、含まれる燃料及び水分の量により大きく変わること、非均質で不均一な組成によっても変化することが解析的に明らかとなっている。したがって、燃料デブリの臨界管理ではこの不均一性による増倍率の変化を考慮しておく必要があるとともに、核計算が不均一性を正しく評価できているか確かめる必要がある。本研究では、不均一性が正しく解析出来ているかを臨界実験により検証するため、燃料棒と水穴で構成されるSTACY更新炉の炉心において、中央15
15の領域の構成要素を変えずにその配置のみを規則配列から不均一な配列に変更した際の増倍率変化を臨界水位差で測定することを試みた。事前の核計算(MCNP6、JENDL-4.0u1)によって配置変更による実効増倍率変化(上下)が大きくなる配置(増倍率で約1ドル程度、臨界水位で15cm程度の差異)で臨界実験を実施した結果について、他の計算コード・核データも使用した実験解析の結果とともに示し、核計算の不均一性の評価結果について考察する。
