A Systematic approach for the adequacy analysis of a set of experimental databases: Application in the framework of the ATRIUM activity

Baccou, J.*; Glantz, T.*; Ghione, A.*; Sargentini, L.*; Fillion, P.*; Damblin, G.*; Sueur, R.*; Iooss, B.*; Fang, J.*; Liu, J.*; et al.

Nuclear Engineering and Design, 421, p.113035_1 - 113035_16, 2024/05

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2024.113035

In the Best-Estimate Plus Uncertainty (BEPU) framework, the use of best-estimate code requires to go through a Verification, Validation and Uncertainty Quantification process (VVUQ). The relevance of the experimental data in relation to the physical phenomena of interest in the VVUQ process is crucial. Adequacy analysis of selected experimental databases addresses this problem. The outcomes of the analysis can be used to select a subset of relevant experimental data, to encourage designing new experiments or to drop some experiments from a database because of their substantial lack of adequacy. The development of a specific transparent and reproducible approach to analyze the relevance of experimental data for VVUQ still remains open and is the topic of this contribution. In this paper, the concept of adequacy initially introduced in the OECD/NEA SAPIUM (Systematic APproach for model Input Uncertainty quantification Methodology) activity is formalized. It is defined through two key properties, called representativeness and completeness, that allows considering the multifactorial dimension of the adequacy problem. A new systematic approach is then proposed to analyze the adequacy of a set of experimental databases. It relies on the introduction of two sets of criteria to characterize representativeness and completeness and on the use of multi-criteria decision analysis method to perform the analysis. Finally, the approach is applied in the framework of the new OECD/NEA ATRIUM activity which includes a set of practical IUQ exercises in thermal-hydraulics to test the SAPIUM guideline in determining input uncertainties and forward propagating them on an application case. It allows evaluating the adequacy of eight experimental databases coming from the Super Moby-dick, Sozzi-Sutherland and Marviken experiments and identifying the most adequate ones.

JMTR及び関連施設を活用した実践型オンサイト研修; 2017年度

江口 祥平; 柴田 裕司; 今泉 友見; 永田 寛; 谷本 政隆; 楠 剛

JAEA-Review 2017-032, 26 Pages, 2018/02

JAEA-Review-2017-032.pdf:2.44MB

照射試験炉センターでは、発電用原子炉の導入を検討しているアジア諸国をはじめとした海外の原子力人材育成及び将来の照射利用拡大、並びに国内の原子力人材の育成及び確保を目的とし、国内外の若手研究者・技術者を対象に、JMTR等の研究基盤施設を活用した実践型の実務研修を実施している。本年度の研修は、科学技術振興機構の日本・アジア青少年サイエンス交流事業「さくらサイエンスプラン」に採択され、アジア地域の6か国から10名の若手研究者・技術者が参加し、2017年7月24日から8月4日までの期間で実施した。今回の研修では、原子力エネルギー、照射試験、原子炉の核特性、原子炉施設の安全管理等に関する講義を行うとともに、シミュレータを用いた運転等の実習やJMTR等の施設見学を行った。本報告書は、2017年度に実施した研修についてまとめたものである。

JMTR及び関連施設を活用した実践型オンサイト研修; 2015年度

江口 祥平; 竹本 紀之; 柴田 裕司; 那珂 通裕; 中村 仁一; 谷本 政隆; 伊藤 治彦*

JAEA-Review 2016-001, 31 Pages, 2016/05

JAEA-Review-2016-001.pdf:9.05MB

照射試験炉センターでは、発電用原子炉の導入を検討しているアジア諸国をはじめとした海外の原子力人材育成及び将来のJMTRの照射利用拡大を目的とし、海外の若手研究者・技術者を対象に、JMTR等の研究基盤施設を活用した実践的な研修を平成23年度に開始した。一方、国内の若手研究者・技術者を対象とした同様の研修を平成22年度に開始した。平成26年度からは、これら国内及び海外の研修を統合して実施している。平成27年度は7か国から17名が参加し、2週間の研修を実施した。参加者は、原子力に関 する講義や実習を通して、原子力研究の概要、原子力エネルギーの現状と開発、原子炉の安全管理、原子炉用燃料及び材料の中性子照射によるふるまい、照射と照射後試験施設及び技術、原子炉の核特性等について学んだ。また、研修の最後には各国のエネルギーミックスの現状と将来及び再生可能エネルギーを題材として、参加者間での討論を行った。本報告は、平成27年度に実施した研修の内容と結果についてまとめたものである。

概要調査段階における設計・性能評価手法の高度化,2; NUMO-JAEA共同研究報告書(2012年度)(共同研究)

柴田 雅博; 澤田 淳; 舘 幸男; 早野 明; 牧野 仁史; 若杉 圭一郎; 三ツ井 誠一郎; 小田 治恵; 北村 暁; 大澤 英昭; et al.

JAEA-Research 2013-037, 455 Pages, 2013/12

JAEA-Research-2013-037.pdf:42.0MB

原子力機構(JAEA)及び原子力発電環境整備機構(NUMO)は、平成24年度に引き続き、JAEAがこれまで蓄積してきた技術やノウハウを、NUMOが今後行う精密調査地区の選定等の処分事業に直接適用できるよう、実施主体の視点に沿って実用化を図っていくことを目的として、概要調査段階における処分場の設計・性能評価に関連する主要な技術テーマについて検討した。(1)水理の観点からみた母岩の適性を評価する方法に関する検討については、平成24年度に引き続き、結晶質岩を対象とした地下水移行時間の評価ツリーを拡充するとともに、新たに堆積岩を対象とした評価ツリーを作成した。(2)シナリオの構築に関する検討については、平成24年度の状態設定手順を実務的な観点から見直し、緩衝材を対象として試行した。また、安全機能への不確実性の影響について解析的検討を行った。(3)核種移行パラメータの設定に関する検討については、母岩の分配係数を対象に、国内外の事例調査をもとに複数の条件変換手法を含む設定手法を整理し、堆積岩及び花崗岩への適用を通じ妥当性や課題を確認した。さらに、溶解度について、溶解度制限固相の決定を含む設定手法を検討し、主要核種への適用を通じ妥当性や課題を確認した。

Development of multi-purpose MW gyrotrons for fusion devices

南 龍太郎*; 假家 強*; 今井 剛*; 沼倉 友晴*; 遠藤 洋一*; 中林 英隆*; 江口 濯*; 下妻 隆*; 久保 伸*; 吉村 泰夫*; et al.

Nuclear Fusion, 53(6), p.063003_1 - 063003_7, 2013/06

https://doi.org/10.1088/0029-5515/53/6/063003

The latest development achievements in the University of Tsukuba of over-1 MW power level gyrotrons required in present-day fusion devices, GAMMA 10, Large Helical Device (LHD), QUEST, Heliotron J and NSTX, are presented. The obtained maximum outputs are 1.9 MW for 0.1 s on the 77 GHz LHD tube and 1.2 MW for 1ms on the 28 GHz GAMMA10 one, which are new records in these frequency ranges. In long-pulse operation, 0.3 MW for 40 min at 77 GHz and 0.54 MW for 2 s at 28 GHz are achieved. A new programme of 154 GHz 1 MW development has started for high-density plasma heating in LHD. On the first 154 GHz tube, 1.0 MW for 1 s is achieved. As a next activity of the 28 GHz gyrotron, an over-1.5 MW gyrotron is designed and fabricated to study the multi-MW oscillation. The possibility of 0.4 MW continuous wave and 2 MW level output in operations of a few seconds, after the improvements of output window and mode converter, is shown. Moreover, a new design study of dual-frequency gyrotron at 28 and 35 GHz has started, which indicates the practicability of the multi-purpose gyrotron.

高温用耐放射線性同軸ケーブルの電気および機械特性,その2

瀬口 忠男; 八木 敏明; 三井 久安*; 熊澤 良二*; 塩野 武男*; 牛木 雅隆*; 中村 宏*; 小野 真一*; 村瀬 知丘*

DEI-94-92, 0, p.37 - 45, 1994/12

熱可塑性ポリイミド(TPI)ケーブルについて、高温(250C)処理、放射線照射(線、電子線)及び高温線照射を行い、電気特性及び機械特性の変化を調べた。TPI同軸ケーブルは窒素中、250Cの熱劣化、空気中、10MGyの線照射及びヘリウム中(室温)、100MGyの電子線照射に対し、機械特性の低下が少なく、優れた耐放射線性を示す。窒素中、250Cの線照射では、5MGyまで電気特性は変化しないが、機械特性は線量とともに低下する。高温同時照射では著しく架橋が進行することがDSC測定により明らかになった。

Conceptual design of SC magnet system for ITER, V; Material

中嶋 秀夫; 西 正孝; 江草 茂則; 吉田 清; 辻 博史; 瀬口 忠男; 萩原 幸; M.A.Kirk*; R.C.Birtcher*

JAERI-M 91-124, 41 Pages, 1991/08

JAERI-M-91-124.pdf:1.17MB

超電導マグネットの開発において、材料特性のデータベースは無くてはならないものである。原研では、超電導材料の臨界電流密度、構造材料の極低温での機械的特性および複合材の照射効果のデータ等の測定を行ない、貴重なデータベースを保有している。これらのデータを公表することは、ITERの超電導マグネットシステムを設計・製作する上で貴重であり、ここに記述する。

電線材料促進劣化試験装置の設計と製作

瀬口 忠男; 伊藤 洋; 吉田 健三

JAERI-M 83-089, 18 Pages, 1983/06

JAERI-M-83-089.pdf:1.05MB

原子炉格納容器内で使用される電線・ケーブルの健全性を評価する試験方法を確立するために「電線材料促進劣化試験装置」を設計し、製作した。本装置は原子炉の通常運転時の環境における電線・ケーブルの寿命を推定し、この寿命に相当する劣化を促進させて短時間で与える条件を見出すことを目的として、電線・ケーブルを酸素加圧下でかつ加熱した状態で線を照射するために使用されるものである。電線・ケーブルは600V用で長さ6mのものまで照射可能で、酸素圧は最大20kg/cm、温度は最高200Cで使用できる性能を有する装置である。

Am含有MOX燃料製造施設における放射線管理方策の検討,2; 核種組成比等の分析による検討

高嶋 秀樹; 岩佐 忠敏; 江口 和利; 吉持 宏; 大林 弘; 江森 修一

no journal, , 

原子力機構大洗研究開発センターの照射燃料試験施設(AGF)では、Am含有MOX燃料の製造及びその特性試験の実施により施設内に存在する核種組成比等の状況が大きく変化している。このため、当該施設の核種組成比等を測定分析し、その結果から緊急時の放射線管理方策について検討した。分析試料は施設内のセルやグローブボックス(17箇所)内を採取し、質量分析等の測定結果より核種組成比を評価した。その結果、MA燃料ペレットに近似した核種組成が多く、また各試料の核種組成(特にAm-241, Pu-239, Pu-240)に違いが見られた。これらのことから、緊急時の放射線管理方策の検討結果は、以下のとおりとなる。(1)今回得られた汚染核種の分布結果を利用することにより、比較的迅速に計測が可能な全放射能から、事故発生場所のPu, Am等の核種ごとの放射能を推定評価することにより、迅速な内部被ばくの一次評価が可能である。(2)放射性物質の異常放出や空気汚染等の発生時には、比較的迅速に計測が可能な全放射能と含有率の高いAm-241の放射能を評価することにより、起因場所や核種組成の推定が可能である。