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中山 雅
JAEA-Review 2023-032, 159 Pages, 2024/02
JAEA-Review-2023-032.pdf:19.37MB
幌延深地層研究計画は、日本原子力研究開発機構(原子力機構)が堆積岩を対象に北海道幌延町で実施しているプロジェクトである。令和4年度は、「令和2年度以降の幌延深地層研究計画」で示した、「実際の地質環境における人工バリアの適用性確認」、「処分概念オプションの実証」、「地殻変動に対する堆積岩の緩衝能力の検証」の3つの研究課題を対象に調査研究を実施した。具体的には、「実際の地質環境における人工バリアの適用性確認」では、人工バリア性能確認試験および物質移行試験を、「処分概念オプションの実証」では、人工バリアの定置・品質確認などの方法論に関する実証試験および高温度等の限界的条件下での人工バリア性能確認試験を実施した。また、「地殻変動に対する堆積岩の緩衝能力の検証」では、水圧擾乱試験などによる緩衝能力の検証・定量化および地殻変動による人工バリアへの影響・回復挙動試験を実施した。また、国内外の機関と連携して研究開発を推進するため、幌延国際共同プロジェクト(Horonobe International Project: HIP)を令和5年2月から開始した。HIPの主な目的は、処分場の設計・操業・閉鎖や地層処分における先進的な安全評価技術や工学技術を開発・実証すること、また、参加機関の間でこれまでに開発された膨大な知識や経験を共有・移転することにより、次世代の技術者や研究者を育成することである。令和4年度末現在、原子力機構を含め、6つの国と地域から6つの組織がHIPに参加している。幌延深地層研究計画の成果は、日本原子力研究開発機構における他の研究開発拠点での成果と合わせて一連の地層処分技術として、処分事業や安全規制に適宜反映していく。そのため、国内外の研究機関との連携を図り、大学などの専門家の協力を得つつ、本計画を着実かつ効率的に進めていく。また、研究開発業務の透明性・客観性を確保する観点から研究計画の策定から成果までの情報を積極的に公表し、特に研究成果については国内外の学会や学術誌などを通じて広く公開していく。
中山 雅
JAEA-Review 2023-019, 70 Pages, 2023/11
JAEA-Review-2023-019.pdf:6.83MB
幌延深地層研究計画は、日本原子力研究開発機構が堆積岩を対象に北海道幌延町で実施しているプロジェクトである。令和5年度は、「令和2年度以降の幌延深地層研究計画」で示した、「実際の地質環境における人工バリアの適用性確認」、「処分概念オプションの実証」、「地殻変動に対する堆積岩の緩衝能力の検証」について、引き続き調査研究を行う。令和5年度に実施する主な調査研究は以下のとおりである。「実際の地質環境における人工バリアの適用性確認」では、国際共同研究DECOVALEX-2023において人工バリア性能確認試験を対象とした連成解析を行い、その結果について異なる解析コードによる解析結果との比較を通じて適用した解析コードの検証を行う。また、声問層に分布する割れ目を対象とした物質移行特性を評価するためのボーリング調査を継続する。「処分概念オプションの実証」では、搬送定置・回収技術の実証として、地下環境におけるコンクリートの劣化に関する試験および分析を継続する。また、閉鎖技術の実証として、350m調査坑道に新たに掘削する試験坑道の周辺を対象とした物理探査を行い、掘削直後における掘削損傷領域の割れ目の連続性や分布などの初期状態を把握するとともに、これまでに開発した物理探査技術の適用性を確認する。「地殻変動に対する堆積岩の緩衝能力の検証」では、過年度に実施した水圧擾乱試験の結果の解析や、岩石の強度・応力状態と断層/割れ目の水理学的連結性との関係に関する解析を継続する。地下施設の建設・維持管理では、掘削工事を再開し、350m調査坑道の拡張を行うとともに、深度500mに向けた立坑の掘削を開始する。国内外の資金や人材の活用に関する取り組みとして幌延国際共同プロジェクトを本格的に実施する。このプロジェクトでは、令和2年度以降の必須の課題のうち、「実際の地質環境における人工バリアの適用性確認」および「処分概念オプションの実証」に関わる3つのタスク(タスクA:物質移行試験、タスクB:処分技術の実証と体系化、タスクC:実規模の人工バリアシステム解体試験)を設定して調査研究を進める。
丸山 結; 杉山 智之*; 島田 亜佐子; Lind, T.*; Bentaib, A.*; Sogalla, M.*; Pellegrini, M.*; Albright, L.*; Clayton, D.*
Proceedings of 20th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-20) (Internet), p.4782 - 4795, 2023/08
The Analysis of Information from Reactor Buildings and Containment Vessels of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (FDNPS) (ARC-F) project was initiated in January 2019 for three years with 22 signatories from 12 countries. Three main tasks were implemented in the ARC-F project, which were relevant to 1) refinement of analysis for accident scenarios and associated fission product (FP) transport and dispersion, 2) compilation and management of data and information, and 3) discussion for the next-phase project. Various activities were performed in Task 1, covering improvement of analysis for accident scenarios, and in-depth analyses for specific phenomena such as in-vessel melt progression, molten core/concrete interaction, FP transport and source term, hydrogen combustion and atmospheric dispersion of FPs. Through these studies, analyses for accident scenarios with severe accident codes were refined and important phenomena with large uncertainties were clarified. In order to share well selected and organized information from the FDNPS with the project partners, two databases, information source database and sample database, were built under Task 2. The analysis techniques including the separation of iodine species were developed also in Task 2 and applied to the analysis of FPs in several samples taken from the FDNPS. The next-phase project was discussed in Task 3, resulting in launching the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station Information Collection and Evaluation (FACE) project. The FACE project officially started in July 2022 with the participation of 23 organizations from 12 countries and the European Commission.
荒井 陽一; 長谷川 健太; 渡部 創; 渡部 雅之; 箕輪 一希*; 松浦 治明*; 羽倉 尚人*; 勝木 健太*; 新井 剛*; 小西 康裕*
Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 9 Pages, 2023/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Chemistry, Analytical)Radioactive aqueous and organic liquid wastes contaminated by U are generated by solvent extraction of nuclear fuel materials in experiments of reprocessing technologies. Although incineration and denitrification/conversion processes are promising for treating such liquid waste, the installation of large equipment is essential. To give appropriate treatment procedures for radioactive liquid waste generated in nuclear facilities, STRAD (Systematic Treatments of RAdioactive liquid wastes for Decommissioning) project was started by Japan Atomic Energy Agency (JAEA) with several organizations. We are focusing on baker's yeasts for their excellent metal ions adsorption characteristics, easy handling and low prices. In order to optimize adsorption performance and operation procedures as the liquid waste treatment technology, adsorption performance of U has to be precisely investigated. In this study, adsorption performance of U and anion from nitric acid solution was investigated by batch-wise adsorption experiments.
Di Palma, A.; Adamo, P.*; 土肥 輝美; 藤原 健壮; 萩原 大樹; 北村 哲浩; 迫田 晃弘; 佐藤 和彦; 飯島 和毅
Chemosphere, 308, Part 1, p.136179_1 - 136179_13, 2022/12
被引用回数：1 パーセンタイル：13.44(Environmental Sciences)本研究では、バッグにコケを移植したコケバッグを、福島県の避難地域における環境中の大気中放射性浮遊じんのバイオセンサーとして、活用できることを示した。標準化されたプロトコルが適用され、3つのコケ種が使用された。比較のため、岡山県のサイトをバックグラウンドとして使用した。コケバッグ中の放射性セシウム量は、曝露時間、場所の条件、およびコケの種の関数として評価された。福島地域では、すべてのばく露場所と期間において、コケバッグへの放射性セシウムの蓄積が認められ、ミズゴケは最も性能の高いコケとして機能した。コケ中の放射性セシウム濃度は、各ばく露場所の放射性セシウム沈着レベルおよび汚染除去状況と強く一致していた。コケバッグによる土壌由来の放射性セシウムの蓄積挙動は、オートラジオグラフィーおよび電子顕微鏡による分析結果によっても支持されている。放射性セシウム蓄積量とばく露時間の線形性に基づき、放射性セシウムの定量的評価が可能になった。
中山 雅
JAEA-Review 2022-026, 66 Pages, 2022/11
JAEA-Review-2022-026.pdf:12.31MB
幌延深地層研究計画は、日本原子力研究開発機構が堆積岩を対象に北海道幌延町で実施している。令和4年度は、「令和2年度以降の幌延深地層研究計画」で示した研究課題である、実際の地質環境における人工バリアの適用性確認、処分概念オプションの実証、地殻変動に対する堆積岩の緩衝能力の検証について、引き続き調査研究を行う。令和4年度に実施する主な調査研究は以下のとおりである。「実際の地質環境における人工バリアの適用性確認」については、人工バリア性能確認試験において廃棄体の発熱がおさまった条件を模擬した試験を継続するとともに、物質移行試験において有機物・微生物・コロイドの影響を考慮した物質移行試験および声問層に分布する割れ目を対象とした物質移行試験を評価するためのボーリング調査に着手する。「処分概念オプションの実証」については、搬送定置・回収技術の実証として、地下環境におけるコンクリートの劣化に関する試験、分析を継続する。閉鎖技術に実証として、埋め戻し材の性能を変化させる要因となり得るベントナイトの流出挙動の発生メカニズムを検討するための室内試験を継続し、膨潤変形挙動に係るデータの拡充を図る。また、ボーリング孔を閉塞する原位置試験を行い、閉塞方法の適用性評価を行う。「地殻変動に対する堆積岩の緩衝能力の検証」については、過年度に実施した水圧擾乱試験の結果の解析や、断層/割れ目の水理学的連結性に関する解析を、令和3年度に再検証したダクティリティインデックスモデルを用いて行う。地下水の流れが非常に遅い領域(以下、化石海水)を調査・評価する技術の高度化として、化石海水領域の三次元分布を確認するためのボーリング調査を継続する。
中山 雅
JAEA-Review 2022-025, 164 Pages, 2022/11
JAEA-Review-2022-025.pdf:12.25MB
幌延深地層研究計画は、日本原子力研究開発機構が堆積岩を対象に北海道幌延町で実施している。令和3年度は、「令和2年度以降の幌延深地層研究計画」で示した研究課題である、実際の地質環境における人工バリアの適用性確認、処分概念オプションの実証、地殻変動に対する堆積岩の緩衝能力の検証について、調査研究を実施した。具体的には、「実際の地質環境における人工バリアの適用性確認」では、人工バリア性能確認試験および物質移行試験を、「処分概念オプションの実証」では、人工バリアの定置・品質確認などの方法論に関する実証試験および高温度等の限界的条件下での人工バリア性能確認試験を実施した。また、「地殻変動に対する堆積岩の緩衝能力の検証」では、水圧擾乱試験などによる緩衝能力の検証・定量化および地殻変動による人工バリアへの影響・回復挙動試験を実施した。幌延深地層研究計画の成果は、日本原子力研究開発機構における他の研究開発拠点での成果と合わせて一連の地層処分技術として、処分事業や安全規制に適宜反映していく。そのため、国内外の研究機関との連携を図り、大学などの専門家の協力を得つつ、本計画を着実かつ効率的に進めていく。また、研究開発業務の透明性・客観性を確保する観点から研究計画の策定から成果までの情報を積極的に公表し、特に研究成果については国内外の学会や学術誌などを通じて広く公開していく。
加藤 慎也; 松場 賢一; 神山 健司; Akaev, A.*; Vurim, A.*; Baklanov, V.*
Proceedings of 13th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-13) (Internet), 12 Pages, 2022/09
炉心崩壊事故(CDA)における溶融炉心物質の原子炉内保持(IVR)はナトリウム冷却高速炉の安全性を高めるために最も重要である。IVRを確保するための主要な課題の一つは、溶融炉心物質を炉心領域から効率的に排出するための制御棒案内管(CRGT)の設計である。CRGTの設計の有効性はCDA解析によって評価されるが、この解析には試験研究と連携した計算機コードの開発が合理的である。そこで、EAGLE-3プロジェクトと呼ばれる共同研究において、CRGTを介した溶融炉心物質の流出挙動を課題の一つとして試験研究が進められてきた。本試験研究で得られた知見はSIMMERコードの開発に反映される。このプロジェクトでは、CRGTを通じた溶融炉心物質の流出挙動を把握するために、溶融アルミナを燃料模擬物質とした一連の炉外試験が行われた。本研究では、CRGT内の内部構造物が溶融炉心物質の流出挙動に与える影響を調べるため、内部構造物を有するダクトを溶融アルミナが流下する炉外試験のデータを分析した。さらに、SIMMERコードによる試験後の解析を行い、試験結果との比較を行った。
中山 雅
JAEA-Review 2021-053, 133 Pages, 2022/02
JAEA-Review-2021-053.pdf:14.45MB
幌延深地層研究計画は、日本原子力研究開発機構が堆積岩を対象に北海道幌延町で実施しているものである。令和2年度は、「令和2年度以降の幌延深地層研究計画」で示した研究課題である、実際の地質環境における人工バリアの適用性確認、処分概念オプションの実証、地殻変動に対する堆積岩の緩衝能力の検証について、調査研究を実施した。具体的には、「実際の地質環境における人工バリアの適用性確認」では、人工バリア性能確認試験および物質移行試験を、「処分概念オプションの実証」では、人工バリアの定置・品質確認などの方法論に関する実証試験および高温度等の限界的条件下での人工バリア性能確認試験を実施した。また、「地殻変動に対する堆積岩の緩衝能力の検証」では、水圧擾乱試験などによる緩衝能力の検証・定量化および地殻変動による人工バリアへの影響・回復挙動試験を実施した。幌延深地層研究計画の成果は、日本原子力研究開発機構における他の研究開発拠点での成果と合わせて一連の地層処分技術として、処分事業や安全規制に適宜反映していく。そのため、国内外の研究機関との連携を図り、大学などの専門家の協力を得つつ、本計画を着実かつ効率的に進めていく。また、研究開発業務の透明性・客観性を確保する観点から研究計画の策定から成果までの情報を積極的に公表し、特に研究成果については国内外の学会や学術誌などを通じて広く公開していく。
中山 雅
JAEA-Review 2021-009, 54 Pages, 2021/07
JAEA-Review-2021-009.pdf:5.02MB
幌延深地層研究計画は、日本原子力研究開発機構が堆積岩を対象に北海道幌延町で実施しているものである。令和3年度は、「令和2年度以降の幌延深地層研究計画」で示した研究課題である、実際の地質環境における人工バリアの適用性確認、処分概念オプションの実証、地殻変動に対する堆積岩の緩衝能力の検証について、引き続き調査研究を行う。令和3年度に実施する主な調査研究は以下の通りである。「実際の地質環境における人工バリアの適用性確認」については、人工バリア性能確認試験において発熱の影響を無くした条件での試験に移行するとともに、人工バリアの試験体を取り出すための試験施工の解体調査を実施する。「処分概念オプションの実証」については、搬送定置・回収技術の実証として、地下環境におけるコンクリートの劣化に関する試験、分析を継続する。閉鎖技術の実証として、坑道及び周辺岩盤の長期変遷が安全評価に有意な影響を及ぼす条件の詳細化を図るとともに、プラグの施工性や性能確認のための工学規模試験や埋め戻し材と緩衝材との相互作用を検討するための室内試験等を継続する。「地殻変動に対する堆積岩の緩衝能力の検証」については、水圧擾乱試験の結果の解析を行うとともに、稚内層中の断層/割れ目の水理的不連結性に関する検討を継続する。地下水の流れが非常に遅い領域(以下、化石海水領域)を調査・評価する技術の高度化として、化石海水領域の三次元分布を確認するためのボーリング調査を実施する。
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：93.91(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。
土肥 輝美; 大村 嘉人*; 吉村 和也; 佐々木 隆之*; 藤原 健壮; 金井塚 清一*; 中間 茂雄; 飯島 和毅
PLOS ONE (Internet), 16(5), p.e0251828_1 - e0251828_16, 2021/05
被引用回数：6 パーセンタイル：40.04(Multidisciplinary Sciences)We investigated the radiocaesium content of nine epiphytic foliose lichens species and the adjacent barks at the boundary of the FDNPS six years after the accident in 2011. The 
Cs-inventory were determined to compare Cs retentions of lichens and barks under the same growth conditions. The Cs -inventory of lichens were respectively 7.9- and 3.8-times greater than the adjacent barks. Furthermore, we examined the Cs distribution within these samples using autoradiography (AR) and on the surfaces with an EPMA. AR results showed strong local spotting and heterogeneous distributions of radioactivity in both the lichen and bark samples, although the intensities were lower in the barks. In addition, radioactivity was distributed more towards the inwards of the lichen samples than the peripheries. This suggests that lichen can retain Cs that is chemically immobilized in particulates intracellularly, unlike bark.
中山 雅; 雑賀 敦
JAEA-Review 2020-042, 116 Pages, 2021/01
JAEA-Review-2020-042.pdf:10.33MB
幌延深地層研究計画は、「地上からの調査研究段階(第1段階)」、「坑道掘削(地下施設建設)時の調査研究段階(第2段階)」、「地下施設での調査研究段階(第3段階)」の3つの段階に分けて実施している。令和元年度は、「幌延深地層研究計画 平成31年度調査研究計画」に従って、調査研究および地下施設の建設を進めた。研究開発は従来通り、「地層科学研究」と「地層処分研究開発」に区分して行った。具体的には、「地層科学研究」では、地質環境調査技術開発、地質環境モニタリング技術開発、深地層における工学的技術の基礎の開発、地質環境の長期安定性に関する研究、という研究課題を設定し、「地層処分研究開発」では、人工バリアなどの工学技術の検証、設計手法の適用性確認、安全評価モデルの高度化および安全評価手法の適用性確認、という研究課題を設定している。幌延深地層研究計画の成果は、日本原子力研究開発機構における他の研究開発拠点での成果と合わせて一連の地層処分技術として、処分事業や安全規制に適宜反映していく。そのため、国内外の研究機関との連携を図り、大学などの専門家の協力を得つつ、本計画を着実かつ効率的に進めていく。また、研究開発業務の透明性・客観性を確保する観点から研究計画の策定から成果までの情報を積極的に公表し、特に研究成果については国内外の学会や学術誌などを通じて広く公開していく。
杉田 裕; 菊池 広人*; 星野 笑美子*
JAEA-Data/Code 2020-017, 39 Pages, 2021/01
JAEA-Data-Code-2020-017.pdf:2.96MB
わが国では、高レベル放射性廃棄物(HLW)は深地層の処分場に埋設される。HLWの竪置き方式の処分場概念では、オーバーパックに封入された廃棄体は緩衝材(ベントナイトとケイ砂の混合材)にくるまれた状態で鉛直に掘削された処分孔に埋設される。そして、処分坑道は、埋め戻し材(ベントナイトと掘削ズリの混合材)で埋め戻された後、コンクリートプラグで閉塞される。日本原子力研究開発機構は、埋め戻し材で起こると考えられる熱-水-応力-化学連成挙動を把握するため、幌延深地層研究センターで発生した掘削ズリを用いた埋め戻し材の(1)膨潤圧試験、(2)透水試験、(3)熱物性測定、(4)一軸圧縮試験、(5)水分ポテンシャル測定、及び(6)浸潤試験を実施し、膨潤圧,透水係数,熱伝導率等のデータを得た。これらの試験データは、幌延深地層研究センターで実施中の実規模原位置試験に用いられる。
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：93.95(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：94.98(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。
中山 雅; 雑賀 敦
JAEA-Review 2020-022, 34 Pages, 2020/11
JAEA-Review-2020-022.pdf:3.99MB
幌延深地層研究計画(以下、本計画)は、日本原子力研究開発機構(以下、原子力機構)が堆積岩を対象に北海道幌延町で実施しているものである。本計画は、「地上からの調査研究段階(第1段階)」、「坑道掘削(地下施設建設)時の調査研究段階(第2段階)」、「地下施設での調査研究段階(第3段階)」の3つの調査研究段階に分けて進めることとしている。原子力機構の第3期中長期計画では、本計画について、「実際の地質環境における人工バリアの適用性確認、処分概念オプションの実証、地殻変動に対する堆積岩の緩衝能力の検証に重点的に取り組む。また、平成31年度末までに研究終了までの工程やその後の埋戻しについて決定する。」としてきた。これまでの研究の成果や外部委員会の評価、国内外の状況を踏まえて検討した結果、研究の継続が必要となったことから、令和元年8月2日に「幌延町における深地層の研究に関する協定書」(以下、三者協定)に基づき北海道および幌延町に協議の申し入れを行った。その後、協議の申し入れを行った「令和2年度以降の幌延深地層研究計画(案)」について、三者協定に基づき北海道および幌延町により設置された「幌延深地層研究の確認会議」において、研究の必要性や妥当性、三者協定との整合性を論点とした内容の精査が行われ、北海道および幌延町により「令和2年度以降の幌延深地層研究計画(案)」が受け入れられた。原子力機構は、これらの研究課題については、令和2年度以降、第3期及び第4期中長期目標期間を目途に取り組むこととし、その上で、国内外の技術動向を踏まえて、地層処分の技術基盤の整備の完了が確認できれば、埋め戻しを行うことを具体的工程として示すこととした。本報告は、令和2年度に実施する調査研究計画について取りまとめたものである。
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：95.1(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：98.38(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：4 パーセンタイル：16.23(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.
