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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：6 パーセンタイル：93.24(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.
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.
岩元 洋介; 吉田 誠*; 明午 伸一郎; 米原 克也*; 石田 卓*; 中野 敬太; 安部 晋一郎; 岩元 大樹; Spina, T.*; Ammigan, K.*; et al.
JAEA-Conf 2021-001, p.138 - 143, 2022/03
高エネルギー陽子加速器施設の照射材料の寿命評価において、粒子・重イオン輸送計算コードPHITS等が原子はじき出し数(dpa)の導出に利用されている。しかし、30GeVを超える高エネルギー領域において、コード検証に必要な弾き出し断面積の実験値は存在しない。そこで、超高エネルギー領域のコード検証のため、米国フェルミ国立加速器研究所(FNAL)における120GeV陽子ビームを用いた金属の弾き出し断面積測定を計画した。実験は2021年10月から2022年9月の期間に、FNALのテストビーム施設M03において実施予定である。これまで、直径250
m及び長さ4cmのアルミニウム,銅,ニオブ、及びタングステンのワイヤーサンプルに焼鈍処理を施し、これらサンプルを付属したサンプルアセンブリの製作を行った。計画中の実験では、ギフォード・マクマフォン冷凍機によりサンプルを4K程度の極低温に冷却し、弾き出し断面積に関係する照射欠陥に伴うサンプルの電気抵抗増加を測定し、照射後に等温加熱試験を用いて、極低温下で蓄積されたサンプル中の欠陥の回復過程を測定する予定である。
Nancekievill, M.*; Espinosa, J.*; Watson, S.*; Lennox, B.*; Jones, A.*; Joyce, M. J.*; 片倉 純一*; 奥村 啓介; 鎌田 創*; 加藤 道男*; et al.
Sensors (Internet), 19(20), p.4602_1 - 4602_16, 2019/10
被引用回数：9 パーセンタイル：45.12(Chemistry, Analytical)福島第一原子力発電所における燃料デブリ探査に資するため、水中ロボット(ROV)にソナーを搭載し、水没している燃料デブリを探査するためのシステム開発を行った。本システムは、測位システム, 深度センサー, 収集されるソナーデータを用いることで、燃料デブリの3D画像をリアルタイムに取得することができる。実証試験として、模擬デブリを楢葉遠隔技術開発センターの水槽施設の底に設置し、3D画像を取得することに成功した。
Greenfield, B. F.*; 伊藤 勝; Spindler, M. W.*; Willia, S. J.*; 油井 三和
Materials Research Society Symposium Proceedings, Vol.465, 721- Pages, 1997/00
アスファルトをアルカリ性溶液及び放射線にて劣化させ、劣化生成物共存下においてプルトニウムの溶解度試験を行った。内容は以下のとおりである。アルカリ性溶液については、NaOHやセメントにて約pH12に調製した溶液でのアスファルトの劣化試験を低酸素条件及び温度80度にて700日間実施した。溶液中の全有機炭素量は非常に微量であった。放射性劣化については、238PuO2をアスファルトにコーティングして、室温にて180日まで劣化させた。両劣化生成物共存したでのプルトニウムの溶解度(低酸素雰囲気)は、2
10-11
510-9mol/dm3であった。
岩元 洋介; 橋本 慎太郎; 吉田 誠*; 岩元 大樹; 明午 伸一郎; 米原 克也*; Spina, T.*; Hurh, P.*
no journal, ,
高エネルギー陽子照射下の構造材の欠陥生成の解明において、核反応生成物による材料中の損傷エネルギースペクトルが重要となる。しかし、広い陽子エネルギー範囲にわたって、損傷エネルギースペクトルは明らかになっていない。本研究では、粒子・重イオン輸送計算コードPHITSを用いて、10MeVから120GeVの陽子照射によるタングステン中の全核反応生成物による損傷エネルギースペクトルを計算した。その結果、核反応生成物のタングステンによる損傷エネルギースペクトルは核的弾性及び非弾性散乱の二つの成分からなり、平均損傷エネルギーは30-80keVであった。一方、その他の核反応生成物によるスペクトルは非弾性散乱成分からなり、平均損傷エネルギーは550-900keVであった。全ての核反応生成物の損傷エネルギーと生成数を考慮した結果、陽子エネルギー400MeV-1GeVにおいて、はじき出し断面積は陽子エネルギーが増えるにつれて増加するが、1GeV以上では概ね同じであり、実験値と同じ傾向を示すことがわかった。他に、これまでの成果を踏まえた計画中のプロジェクトとして、フェルミ国立加速器研究所における120GeV陽子を用いたはじき出し断面積の測定を紹介する。
