The OECD/NEA Working Group on the Analysis and Management of Accidents (WGAMA); Advances in codes and analyses to support safety demonstration of nuclear technology innovations

中村 秀夫; Bentaib, A.*; Herranz, L. E.*; Ruyer, P.*; Mascari, F.*; Jacquemain, D.*; Adorni, M.*

Proceedings of International Conference on Topical Issues in Nuclear Installation Safety; Strengthening Safety of Evolutionary and Innovative Reactor Designs (TIC 2022) (Internet), 10 Pages, 2022/10

The WGAMA activity achievements have been published as technical reports, becoming reference materials to discuss innovative methods, materials and technologies in the fields of thermal-hydraulics, computational fluid dynamics (CFD) and severe accidents (SAs). The International Standard Problems (ISPs) and Benchmarks of computer codes have been supported by a huge amount of the databases for the code validation necessary for the reactor safety assessment with accuracy. The paper aims to review and summarize the recent WGAMA outcomes with focus on new advanced reactor applications including small modular reactors (SMRs). Particularly, discussed are applicability of major outcomes in the relevant subjects of passive system, modelling innovation in CFD, severe accident management (SAM) countermeasures, advanced measurement methods and instrumentation, and modelling robustness of safety analysis codes. Although large portions of the outcomes are considered applicable, design-specific subjects may need careful considerations when applied. The WGAMA efforts, experiences and achievements for the safety assessment of operating nuclear power plants including SA will be of great help for the continuous safety improvements required for the advanced reactors including SMRs.

A Scaling approach for retention properties of crystalline rock; Case study of the in-situ long-term sorption and diffusion experiment (LTDE-SD) at the sp Hard Rock Laboratory in Sweden

舘 幸男; 伊藤 剛志*; Gylling, B.*

Water Resources Research, 57(11), p.e2020WR029335_1 - e2020WR029335_20, 2021/11

https://doi.org/10.1029/2020WR029335

本論文では、エスポ岩盤研究所で実施された原位置長期収着・拡散試験(LTDE-SD)のデータセットを用いて、収着及び拡散パラメータを実験室から原位置条件へと条件変換する手法を構築した。亀裂表面と岩石マトリクスの表面近傍の不均質性は、表面近傍での高い間隙率,拡散及び収着特性と、その段階的な変化を仮定した概念モデルによって評価された。非収着性のCl-36と低収着性のNa-22のモデル化結果によって、表面近傍の5mmの擾乱領域における間隙率と拡散係数の変化を考慮した概念モデルの妥当性が確認された。また、これらの陽イオンと陰イオンの拡散係数は、典型的な陽イオン加速と陰イオン排除の傾向を示した。一方で、収着メカニズムの異なる高収着性トレーサー(Cs-137, Ra-226, Ni-63, Np-237)のモデル化結果から、粒径サイズと収着分配係数との相関関係と、その表面近傍の擾乱との関係から条件変換する手法の有効性が確認された。

Evaluation and modelling report of Task 9A based on comparisons and analyses of predictive modelling results for the REPRO WPDE experiments; Task 9 of SKB Task Force GWFTS - Increasing the realism in solute transport modelling based on the field experiments REPRO and LTDE-SD

Soler, J. M.*; Neretnieks, I.*; Moreno, L.*; Liu, L.*; Meng, S.*; Svensson, U.*; Trinchero, P.*; Iraola, A.*; Ebrahimi, H.*; Molinero, J.*; et al.

SKB R-17-10, 153 Pages, 2019/01

SKBタスクフォースは、亀裂性岩石中の地下水流動と物質移行のモデル化に関する国際フォーラムである。WPDE試験はフィンランドのオンカロ地下施設において実施された片麻岩中のマトリクス拡散試験である。複数の非収着性及び収着性のトレーサーを含む模擬地下水が試錐孔の試験区間に沿って注入された。タスク9Aは、WPDE試験で得られたトレーサー破過曲線に対する予測モデリングを行うことを目的とした。複数のチームが本タスクに参加し、異なるモデル化手法を用いた予測解析を行った。この予測解析の重要な結論は、試錐孔の開口部における地下水流動に関連する分散パラメータにモデル化結果が大きく影響されることである。マトリクス拡散及び収着に関連する破過曲線のテール部に着目すると、異なるチーム間の解析結果の差異は相対的に小さい結果となった。モデル化結果は、最終的に実測された破過曲線と比較された。

Toward advancement of nuclear data research in the resonance region

国枝 賢; 柴田 恵一; 深堀 智生; 河野 俊彦*; Paris, M.*; Hale, G.*

JAEA-Conf 2015-003, p.33 - 38, 2016/03

https://doi.org/10.11484/jaea-conf-2015-003

共鳴領域における核反応断面積・共分散評価手法の進展に関して発表する。線チャンネルの導入や荷電粒子弾性散乱に対するR行列計算コードの拡張について述べると共に、理論的拘束条件を効果的に用いた共鳴解析手法を示す。また、BeやO複合核システムに対する計算コード・解析手法の適用例を示し、さらに中重核に対する今後の展望を述べる。

JMTR照射用イナートマトリックス含有窒化物燃料ピンの製作

中島 邦久; 岩井 孝; 菊地 啓修; 芹澤 弘幸; 荒井 康夫

JAERI-Research 2005-027, 42 Pages, 2005/09

JAERI-Research-2005-027.pdf:4.15MB

マイナーアクチノイド核変換用窒化物燃料の照射挙動把握に資するため、ZrNやTiNのようなイナート(不活性)マトリックスを含有し、マイナーアクチノイドをプルトニウムで模擬したJMTR照射試験用燃料ピンを製作した。本報告書では、燃料ペレットの製造と確性試験結果並びに燃料ピンの製作について記述する。イナートマトリックス含有窒化物燃料ピンの照射は、2002年5月から2004年11月まで計11サイクル行われ、無事に終了した。

Emittance compensation in a return arc of an energy-recovery linac

羽島 良一

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 528(1-2), p.335 - 339, 2004/08

https://doi.org/10.1016/j.nima.2004.04.063

エネルギー回収型リニアックを用いた高出力自由電子レーザー,次世代放射光源の開発における重要な検討課題の一つが、周回軌道におけるビームエミッタンスの増大である。われわれは、適切な周回軌道設計を行うことによって、コヒーレント放射光によるエミッタンス増大が抑制できることを示す。また、簡便な行列計算でエミッタンス増大量の評価が可能であることを述べる。

行列計算を用いたコヒーレント放射光効果の解析

羽島 良一

Proceedings of 28th Linear Accelerator Meeting in Japan, p.288 - 290, 2003/08

電子バンチが偏向軌道を通る時に発生するコヒーレント・シンクロトロン放射光(CSR)は、バンチが短く、電荷が大きいほど強くなる。個々の電子が放出するCSRパワーはバンチ内の位置に依存し一様でないため、バンチ内に不均一なエネルギー分散を生じ、これがエミッタンス増大をもたらす。エネルギー回収型リニアック(ERL)周回軌道の設計では、このCSR効果を含んだビーム運動の解析が必要とされる。本稿では、ビーム輸送系の設計に古くから用いられてきた行列計算を拡張し、CSR効果を含んだビーム運動の解析を行う。これにより、エミッタンス増大を最小にするようなERL周回軌道の設計が迅速に行える。

Uncertainty analyses in the resolved resonance region of , , and with the Reich-Moore -matrix theory for JENDL-3.2

河野 俊彦*; 柴田 恵一

Journal of Nuclear Science and Technology, 39(8), p.807 - 815, 2002/08

https://doi.org/10.3327/jnst.39.807

分離共鳴パラメータの共分散を推定する簡易的手法を開発した。主要アクチニド核種では多数の分離共鳴が存在するが、炉物理計算においては共鳴パラメータそれ自身より、それから計算される平均断面積の誤差が重要となる。今回開発した手法では、誤差伝播則により、適切な平均断面積誤差を与えるような分離共鳴パラメータの共分散行列を導出する。この手法を用いて、JENDL-3.2に収納されている,,のReich-Moore型共鳴パラメータの共分散を算出した。

誤差評価ライブラリ(Ver.1.0)理論説明書/利用手引書

市原 潔*; 志澤 由久*; 岸田 則生*

JAERI-Data/Code 99-016, 183 Pages, 1999/03

JAERI-Data-Code-99-016.pdf:4.87MB

「誤差評価ライブラリ」は、行列計算の数値解析結果の誤差の分析を支援するためのサブルーチン集である。(1)連立一次方程式誤差評価ルーチン群は、残差ベクトルのノルム、行列の条件数、誤差限界を計算する。(2)エルミート行列誤差評価ルーチン群は、Korn-Katoの公式に基づいて固有値の存在範囲を見積もる。(3)試験行列生成ルーチン群は、数学研究に基づく試験行列、乱数行列、アプリケーション・プログラムに現れる典型的な行列を生成する。本書は、各サブルーチンが使用している理論・公式の要点と利用方法についてまとめたものである。

Effect of hyperfine structure on multiple photo-ionization of atom

赤岡 克昭; 大場 正規; 若井田 育夫; 宮部 昌文; 有澤 孝

Laser Advanced Materials Processing,Vol. 2, p.1233 - 1237, 1992/06

原子法レーザー同位体分離(AVLIS)においては、着目同位体は、同位体シフトを利用して、選択的に励起・電離される。複雑な超微細構造を持つ原子の多段階光電離過程について、レーザー強度とレーザー波長の依存性についての解析結果を報告する。