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須山 賢也
核データニュース(インターネット), (130), p.29 - 34, 2021/10
欧州各国が使用する核データであるJEFFの開発の統括を行うOECD/NEAデータバンクでの勤務経験に基づき、欧州から見た我が国の核データJENDLの姿、JEFFの状況、そしてそれらの経験を踏まえた核データ評価の将来について述べる。
須山 賢也
核データニュース(インターネット), (129), p.44 - 53, 2021/06
3年間のOECD/NEA勤務を終えて帰国した。そのときの経験の中でも特にCOVID-19の影響を受けてフランスで在宅勤務を続けていた最後の一年に考えていたことを纏めた。
Lind, T.*; Pellegrini, M.*; Herranz, L. E.*; Sonnenkalb, M.*; 西 義久*; 玉置 等史; Cousin, F.*; Fernandez Moguel, L.*; Andrews, N.*; Sevon, T.*
Nuclear Engineering and Design, 376, p.111138_1 - 111138_12, 2021/05
被引用回数：15 パーセンタイル：93.47(Nuclear Science & Technology)OECD/NEAプロジェクト"福島第一原子力発電所事故に関するベンチマーク研究"のフェーズ2において、5か国8組織が異なるシビアアクシデント解析コードを用いて3号機の事故解析を行った。本報告では、参加機関の3号機の解析結果やプラントデータとの比較から得られた知見、事故進展の評価及び最終的な原子炉内の状態について述べる。特に原子炉圧力容器の状態、溶融炉心の放出及びFP挙動及び放出について焦点を当てる。また、大きく炉心損傷の進展があったであろう時期に繰り返し行われた格納容器ベント操作や冷却水注水の試みという3号機の特徴に焦点を当て、不確かさや必要となるデータも含めコンセンサスを得た点についてまとめる。さらにFP移行挙動解析と格納容器内で測定された線量の比較、またI-131及びCs137の環境への放出量とWPSPEEDIコードによる解析結果との比較を行った。
Herranz, L. E.*; Pellegrini, M.*; Lind, T.*; Sonnenkalb, M.*; Godin-Jacqmin, L.*; L
pez, C.*; Dolganov, K.*; Cousin, F.*; 玉置 等史; Kim, T. W.*; et al.
Nuclear Engineering and Design, 369, p.110849_1 - 110849_7, 2020/12
被引用回数：20 パーセンタイル：94.29(Nuclear Science & Technology)OECD/NEAプロジェクト"福島第一原子力発電所事故に関するベンチマーク研究"のフェーズ2は2015年中期に開始された。このプロジェクトの目的は、解析期間を地震発生から3週間に拡張、核分裂生成物(FP)の挙動や環境への放出、そして放射線に関するデータや逆解析によるソースターム推定等の様々なデータとの比較を行うことである。6か国9組織が異なるシビアアクシデント解析コードを用いて1号機の事故解析を行った。本報告では、参加機関の1号機の解析結果やプラントデータとの比較から得られた知見、事故進展の評価及び最終的な原子炉内の状態について述べる。特に原子炉圧力容器の状態、溶融炉心の放出及びFP挙動及び放出について焦点を当てる。また、1号機特有の事柄に焦点を当て、不確かさや必要となるデータも含めコンセンサスを得た点についてまとめる。
Sonnenkalb, M.*; Pellegrini, M.*; Herranz, L. E.*; Lind, T.*; Morreale, A. C.*; 神田 憲一*; 玉置 等史; Kim, S. I.*; Cousin, F.*; Fernandez Moguel, L.*; et al.
Nuclear Engineering and Design, 369, p.110840_1 - 110840_10, 2020/12
被引用回数：22 パーセンタイル：95.22(Nuclear Science & Technology)OECD/NEAプロジェクト"福島第一原子力発電所事故に関するベンチマーク研究"のフェーズ2において、6か国9組織が異なるシビアアクシデント解析コードを用いて2号機の事故解析を行った。本報告では、参加機関の2号機の解析結果やプラントデータとの比較から得られた知見、事故進展の評価及び最終的な原子炉内の状態について述べる。特に原子炉圧力容器の状態、溶融炉心の放出及びFP挙動及び放出について焦点を当てる。また、2号機特有の事柄に焦点を当て、不確かさや必要となるデータも含めコンセンサスを得た点についてまとめる。
Fleming, M.*; Chadwick, M.*; Brown, D.*; Capote, R.*; Ge, Z.*; Herman, M.*; Ignatyuk, A.*; Ivanova, T.*; 岩本 修; Koning, A.*; et al.
EPJ Web of Conferences, 239, p.15003_1 - 15003_5, 2020/09
被引用回数：4 パーセンタイル：95.3(Nuclear Science & Technology)The Sub- and Expert Groups of the WPEC typically focus on specific technical topics, while the Collaborative International Evaluated Library Organisation Pilot Project (CIELO) was established to generate complete evaluations for a selection of the most important isotopes for criticality in nuclear technologies: 
U, 
Pu, 
Fe, 
O and 
H. The outcomes of these evaluations include significant harmonisation of discrepancies between the independent programmes, improvement in the performance for international standard nuclear criticality and neutron transmission benchmarks, complete uncertainties for nearly all parameters and the utilisation of modern data storage technologies. This work has leveraged the considerable, parallel experimental work in collecting improved experimental measurements to support nuclear data and highlighted high-priority areas for further study. A productive and durable framework for international evaluation has been established which will build upon the lessons learned. These will continue through new WPEC groups and a new IAEA evaluation network, which has been initiated in response to the success of the CIELO project. This talk will summarize some performance feedback on the CIELO evaluations, including recent results, and will describe ongoing and future, planned CIELO-related collaborations to further advance our understanding.
Pellegrini, M.*; Herranz, L.*; Sonnenkalb, M.*; Lind, T.*; 丸山 結; Gauntt, R.*; Bixler, N.*; Morreale, A.*; Dolganov, K.*; Sevon, T.*; et al.
Nuclear Technology, 206(9), p.1449 - 1463, 2020/09
被引用回数：35 パーセンタイル：98.28(Nuclear Science & Technology)The OECD/NEA Benchmark Study at the Accident of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (BSAF) project, which started in 2012 and continued until 2018, was one of the earliest responses to the accident at Fukushima Daiichi. The project, divided into two phases addressed the investigation of the accident at Unit 1, 2 and 3 by Severe Accident (SA) codes until 500 h focusing on thermal-hydraulics, core relocation, Molten Corium Concrete Interaction (MCCI) and fission products release and transport. The objectives of BSAF were to make up plausible scenarios based primarily on SA forensic analysis, support the decommissioning and inform SA codes modeling. The analysis and comparison among the institutes have brought up vital insights regarding the accident progression identifying periods of core meltdown and relocation, Reactor Pressure Vessel (RPV) and Primary Containment Vessel (PCV) leakage/failure through the comparison of pressure, water level and CAMS signatures. The combination of code results and inspections (muon radiography, PCV inspection) has provided a picture of the current status of the debris distribution and plant status. All units present a large relocation of core materials and all of them present ex-vessel debris with Unit 1 and Unit 3 showing evidences of undergoing MCCI. Uncertainties have been identified in particular on the time and magnitude of events such as corium relocation in RPV and into cavity floor, RPV and PCV rupture events. Main uncertainties resulting from the project are the large and continuous MCCI progression predicted by basically all the SA codes and the leak pathways from RPV to PCV and PCV to reactor building and environment. The BSAF project represents a pioneering exercise which has set the basis and provided lessons learned not only for code improvement but also for the development of new related projects to investigate in detail further aspects of the Fukushima Daiichi accident.
Herranz, L. E.*; Jacquemain, D.*; Nitheanandan, T.*; Sandberg, N.*; Barr
, F.*; Bechta, S.*; Choi, K.-Y.*; D'Auria, F.*; Lee, R.*; 中村 秀夫
Progress in Nuclear Energy, 127, p.103432_1 - 103432_14, 2020/09
被引用回数：3 パーセンタイル：11.26(Nuclear Science & Technology)WGAMA started on Dec. 31st 1999 to assess and strengthen the technical basis needed for the prevention, mitigation and management of potential accidents in NPP and to facilitate international convergence on safety issues and AM analyses and strategies. WGAMA addresses reactor thermal-hydraulics (Thys), in-vessel behavior of degraded cores, containment behavior and protection, and FP release, transport, deposition and retention, for both current and advanced reactors. This paper summarizes such WGAMA contributions in Thys, CFD and severe accidents, which include the Fukushima-Daiichi accident impacts on the WGAMA activities and their substantial outcomes. Around 50 technical reports have become reference in the related fields, which appear in References. Recommendations in these reports include further research, some of which have given rise to the joint projects conducted or underway within the OECD framework. Ongoing WGAMA activities are numerous and a number of them are to be launched in the near future, which are shortly mentioned too.
仲吉 彬; Journeau, C.*; Rempe, J.*; Barrachin, M.*; Bottomley, D.; Nauchi, Y.*; Song, J. H.*
Proceedings of 2019 International Workshop on Post-Fukushima Challenges on Severe Accident Mitigation and Research Collaboration (SAMRC 2019) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2019/11
In recognition of the broad international interest in learning from post-accident examinations and other activities related to the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (1F), Japan recommended, to the Organization for Economic Co-operation and Development/Nuclear energy Agency/Committee on Safety of Nuclear Installations (OECD/NEA/CSNI) in 2013, that they identified and followed up on opportunities to address safety research gaps. The CSNI set up the Senior Expert Group (SEG) on Safety Research Opportunities Post-Fukushima (SAREF). In 2016-2017, Preparatory Study on Analysis of Fuel Debris (PreADES) project was recommended by the SEG on SAREF as a near-term project. The PreADES project will summarize the collected knowledge and expertise of debris characterization and identify the needs for debris analyses that will most contribute to the decommissioning of 1F. The project also aims to improve the understanding of severe accidents and reactor safety assessments as well as creating appropriate and optimal methodologies for future debris sampling, retrieval, and storage. Consequently, the project provides important input for a future international project of sample examination based on long-term considerations. The PreADES project launched discussions among interested organizations at the preliminary meeting in July 2017 about the objectives, scope, output, and direction of the project. The contents of the PreADES project were agreed as the three following tasks: Task 1: Joint study on fuel debris' expected properties and characterization, Task 2: Identifying needs and major issues for future fuel debris sampling, retrieval, and analyses, Task 3: Planning of future international R&D framework. Currently, 4th meeting took place on July in Tokyo Japan. Task 1 is almost completed and Task 2 will be summarized soon.
三輪 一爾; 武田 聖司; 飯本 武志*
Radiation Protection Dosimetry, 184(3-4), p.372 - 375, 2019/10
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Environmental Sciences)福島事故後の除染作業によって発生した除去土壌を再生資材として再利用する方針が環境省により示されている。有効な再利用用途の1つである海面埋立地では、施工時に溶存した放射性Csの他に土粒子に付着した放射性Csの海洋への流出が予想されるため、安全評価上、両形態の核種移行を評価できるモデルが必要となる。そこで本研究では、施工時および供用時の放射性Csの流出をモデル化し、海洋に流出した核種についてはOECDにより示されたSediment modelにより移行評価を行った。沿岸域における核種移行評価にSediment modelを用いることの妥当性を、福島沿岸域の実測値の再現計算により確認した。施工時および供用時の核種流出を評価するモデルおよびSediment modelをクリアランスレベル評価コードPASCLR2に組み込むことで、海洋へ流出した核種からの被ばく線量評価を行えるようにした。
Pellegrini, M.*; Herranz, L.*; Sonnenkalb, M.*; Lind, T.*; 丸山 結; Gauntt, R.*; Bixler, N.*; Morreale, A.*; Dolganov, K.*; Sevon, T.*; et al.
Proceedings of 18th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-18) (USB Flash Drive), p.1147 - 1162, 2019/08
The OECD/NEA Benchmark Study at the Accident of the Fukushima Daiichi NPS project (BSAF) has started in 2012 until 2018 as one of the earliest responses to the accident at Fukushima Daiichi NPS. The project addressed the investigation of the accident at Units 1, 2 and 3 by severe accident (SA) codes focusing on thermal-hydraulics, core relocation, molten core/concrete interaction (MCCI) and fission products release and transport. The objectives of BSAF were to make up plausible scenarios based primarily on SA forensic analysis, support the decommissioning and inform SA codes modeling. The analysis and comparison among the institutes have brought up vital insights regarding the accident progression identifying periods of core meltdown and relocation, reactor vessel (RV) and primary containment vessel (PCV) leakage/failure through the comparison of pressure, water level and CAMS measurement. The combination of code results and inspections has provided a picture of the current state of the debris distribution and plant state. All units present a large relocation of core materials and all of them present ex-vessel debris with units 1 and 3 showing evidences of undergoing MCCI. Uncertainties have been identified in particular on the time and magnitude of events such as corium relocation in RV and into cavity floor, RV and PCV rupture events. Main uncertainties resulting from the project are the large and continuous MCCI progression predicted by basically all the SA codes and the leak pathways from RV to PCV and PCV to reactor building and environment. The BSAF project represents a pioneering exercise which has set the basis and provided lessons learned not only for code improvement but also for the development of new related projects to investigate in details further aspects of the Fukushima Daiichi NPS accident.
仲吉 彬; Bottomley, D.; 鷲谷 忠博
Proceedings of 56th Annual Meeting on Hot Laboratories and Remote Handling (HOTLAB 2019) (Internet), 3 Pages, 2019/00
"Preparatory Study on Analysis of Fuel debris" (PreADES) project was recommended by the Senior Expert Group (SEG) on Safety Research Opportunities post-Fukushima (SAREF) as a "near-term project". The PreADES project will summarise the collected knowledge and expertise of debris characterisation and identify the needs for debris analyses that will most contribute to the decommissioning of 1F. The project also aims to improve the understanding of severe accidents and reactor safety assessments as well as creating appropriate and optimal methodologies for future debris sampling, retrieval, and storage. Consequently, the project provides important input for a future international project of sample examination based on "long-term considerations".
岩本 修; 岩本 信之; 木村 敦; 横山 賢治; 多田 健一
核データニュース(インターネット), (120), p.35 - 46, 2018/06
経済開発協力機構原子力機関(OECD/NEA)の第30回核データ評価国際ワーキングパーティ(WPEC)会合が、2018年5月14日から18日の日程でOECD本部で開催された。期間中に開催されたWPEC本会合、エキスパートグループ会合及びサブグループ会合について報告する。
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。
須山 賢也
核データニュース(インターネット), (117), p.5 - 14, 2017/06
経済協力開発機構原子力機関原子力科学委員会(OECD/NEA/NSC)は、ベンチマーク計算の実施を活動の柱の一つとしており、現在「国際ベンチマーク」と言うと、NEA/NSCで実施しているベンチマークを指すことが比較的多いと思われる。本稿では、(i) OECD/NEA/NSCで実施している炉物理関連のベンチマークの現状、(ii)ベンチマーク計算の核計算システムへの反映、(iii)将来の研究開発の資産としてのベンチマーク計算、(iv)実験データに基づくベンチマーク計算の例、そして(v) OECD/NEA/NSCにおけるベンチマークの提案方法を示し、国際ベンチマーク実施の意義を論じる。
原田 秀郎; 岩本 修; 木村 敦; 横山 賢治; 多田 健一
核データニュース(インターネット), (117), p.36 - 51, 2017/06
経済開発協力機構原子力機関(OECD/NEA)の第29回核データ評価国際協力ワーキングパーティ(WPEC)会合が、2017年5月15日
19日にOECD本部で開催された。期間中に開催されたWPEC本会合及びサブグループ会合について報告する。
須山 賢也
核データニュース(インターネット), (115), p.61 - 69, 2016/10
近年、経済協力開発機構原子力機関データバンクの運営組織の改革の議論が進められている。本稿はその背景と経緯について解説を行う。
深堀 智生; 原田 秀郎; 岩本 修; 横山 賢治
核データニュース(インターネット), (114), p.35 - 43, 2016/06
経済協力開発機構原子力機関(OECD/NEA)の第28回核データ評価国際協力ワーキングパーティ(WPEC)会合が、2016年5月913日にOECD本部で開催された。本稿において、期間中に開催されたWPEC本会合及びサブグループ会合について報告する。
中村 秀夫
Proceedings of Seminar on the Transfer of Competence, Knowledge and Experience gained through CSNI Activities in the Field of Thermal-Hydraulics (THICKET 2016) (CD-ROM), 29 Pages, 2016/06
軽水炉事故時の熱水力現象の詳細解明と安全評価コードの解析性能向上を図るため、アジアでの初めてのOECD-NEA国際共同研究プロジェクトであるROSAおよびROSA-2プロジェクトが、原子力機構の主催、15ヶ国の参加で行われた。同プロジェクトでは2005年より約8年間にわたり、世界最大規模の軽水炉模擬実験装置LSTFを用いて、9課題19回の実験が行われた。一方、OECD-NEAでは、その活動によって得られた成果や経験を次代に伝えるセミナ活動THICKETを実施しており、今回その第4回において、ROSAプロジェクトで得られた成果のうち、特に安全評価コードの性能検討に焦点を当てた取り組みであるブラインド計算の成果ならびに、同時に実施されていたOECD-PKL2プロジェクトとの相互比較実験の成果など、主要な成果から得られた教訓およびLSTF実験の有効性を中心に同プロジェクトの全容を解説し、安全解析における残存課題を議論する。
原田 秀郎; 岩本 修; 横山 賢治
核データニュース(インターネット), (111), p.51 - 62, 2015/06
経済開発協力機構原子力機関(OECD/NEA)の第27回核データ評価国際協力ワーキングパーティ(WPEC)会合が、2015年5月1822日にNEA本部で開催された。期間中に開催されたWPEC本会合及びサブグループ会合について報告する。
