Uncertainty quantification for severe-accident reactor modelling; Results and conclusions of the MUSA reactor applications work package

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

https://doi.org/10.1016/j.anucene.2024.110962

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.

Characterization of neutrons emitted by an expected small amount of fuel debris in a trial retrieval from Fukushima Daiichi Nuclear Power Station

松村 太伊知; 奥村 啓介; 坂本 雅洋; 寺島 顕一; Riyana E. S.; 近藤 千博*

Nuclear Engineering and Design, 432, p.113791_1 - 113791_9, 2025/02

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2024.113791

Retrieving objects with a small amount of fuel debris, such as a few grams, will begin soon at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (1F) at the start of decommissioning. Objects retrieved from the primary containment vessel are not necessarily fuel debris; fuel debris is an object from which neutrons are emitted because it contains nuclear-fuel material. However, the characteristics of the neutrons emitted by fuel debris are unknown. Fuel debris was categorized into five types according to the elapsed time from the accident, burnup, and fuel type (UO or mixed oxide). The number and energy spectra of (, ) and spontaneous fission neutrons emitted from 1 g of each fuel debris type were estimated using the SOURCES 4C code to obtain the neutron characteristics. The results showed that the average neutron energy is approximately 2.1 MeV, regardless of the type of fuel debris. However, the intensities of neutrons emitted from the fuel debris in 1F Units 2 and 3 varied by four orders of magnitude according to the fuel debris type.

Development of a dissolution method for analyzing the elemental composition of fuel debris using sodium peroxide fusion technique

中村 聡志; 石井 翔*; 加藤 仁*; 伴 康俊; 蛭田 健太; 吉田 拓矢; 上原 寛之; 小畑 裕希; 木村 康彦; 高野 公秀

Journal of Nuclear Science and Technology, 62(1), p.56 - 64, 2025/01

https://doi.org/10.1080/00223131.2024.2381553

過酸化ナトリウム(NaO)融解処理法を用いた燃料デブリの元素組成分析法を検討した。融解処理条件として、2種類の模擬デブリ試料((Zr,RE)Oの固溶体及び溶融炉心-コンクリート相互作用生成物(MCCI)など)を用いて融解処理温度及びるつぼ材について検討した。検討の結果、るつぼ材にNiを用いて、923Kで融解処理を行うことが最適な処理条件であることが示唆された。これを受けて、TMI-2デブリを用いたコンクリートセルでの実証試験に適用し、燃料デブリの完全溶解を確認した。得られたTMI-2デブリ溶解液の元素組成は再現性に優れ、SEM/WDX及びXRDによる分析結果と良好な一致を示し、妥当性を確認した。したがって、本手法は燃料デブリの元素組成分析において、有効であると考えられる。

Environmental geochemistry of radionuclides (Environmental radiochemistry)

高橋 嘉夫*; 山口 瑛子; 蓬田 匠

Treatise on Geochemistry, 3rd edition, Vol.6, 46 Pages, 2025/00

https://doi.org/10.1016/B978-0-323-99762-1.00075-9

放射性核種の環境地球化学は、近年の測定技術などの発展に伴い、さまざまな研究対象へ新しいアプローチが展開されている。本レビュー論文では、放射性核種の環境地球化学分野における過去1015年間のいくつかのトピックについて議論した。特に、2011年の福島第一原子力発電所事故で放出された放射性核種の移行に関する研究、X線吸収微細構造分光法の開発と放射性核種の地球化学過程への応用の2つのトピックを中心に取り上げて概説している。

革新的アルファダスト撮像装置と高線量率場モニタの実用化とその応用(委託研究); 令和4年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉環境国際共同研究センター; 東北大学*

JAEA-Review 2024-016, 61 Pages, 2024/12

JAEA-Review-2024-016.pdf:2.88MB

日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和4年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という。)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究および人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、令和4年度に採択された研究課題のうち、「革新的アルファダスト撮像装置と高線量率場モニタの実用化とその応用」の令和4年度分の研究成果について取りまとめたものである。ここでは、2つの検出器の開発を実施している。1つ目は、作業員の安全の確保のための線核種の炉内の分布を明らかにする技術の実現を目指し、スミヤろ紙上に付着するより細かい線核種を含む微細なダストの詳細な分布を可視化することを可能にする技術の開発である。初年度にあたることから研究開始時は資材等の準備から始まり優れた位置分解能、高感度化を目指した検出素子などの材料開発、光検出器などのハードおよびソフトウェアといった準備を順調に行うことができた。令和4年度末までに発光波長が500-800nmの目標値の中に入る材料の開発などを実施することができた。2つ目の検出器は、光ファイバーを用いた超高線量率場での線量率モニタの開発である。こちらについても、高感度化を目指した検出素子などの材料開発およびシミュレーション体系の構築といった準備を順調に行うことができた。そして目標発光波長である650-1,000nmを満たす当該材料の開発を行うことができた。加えて、モニタとしての実証試験も実施して、80mSv/h未満から1kSv/h以上までの線量のダイナミックレンジを有することが分かり、現場適用に対応可能な検出器の開発が進められた。

New insight on the thermal impact on cementitious materials due to high-temperature with water supply; Continuous expansive spalling in water

三浦 泰人*; 宮本 慎太郎*; 丸山 一平*; Aili, A.*; 佐藤 拓未; 永江 勇二; 五十嵐 豪*

Case Studies in Construction Materials, 21, p.e03571_1 - e03571_14, 2024/12

https://doi.org/10.1016/j.cscm.2024.e03571

In this study, the expansion behavior of cement materials after high-temperature heating and water immersion was observed experimentally. Two experiments were conducted using mortar specimens with different sand-to-cement ratios subjected to different high-temperature histories up to 1000C. In Case 1, the specimens were immersed in water after high-temperature heating and then cooled naturally; in Case 2, the specimens were immersed in water at high temperatures without the cooling process. Based on the results, it was confirmed that lime expansion due to the rehydration of CaO by heating occurred in Case 1. In contrast, dynamic continuous explosive spalling occurred in Case 2 because of water penetration into the specimen at a high temperature. The explosive spalling in water observed in Case 2 is a phenomenon that has not been reported to date. Possible failure mechanisms for lime expansion and continuous expansive spalling in water are suggested.

Integrated radiation air dose rate maps over the 80 km radius of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant and the entire Fukushima Prefecture during 2011-2022

佐久間 一幸; 操上 広志; Wainwright, Haruko*; 谷森 奏一郎*; 長尾 郁弥; 越智 康太郎; 眞田 幸尚; 斎藤 公明

Journal of Environmental Radioactivity, 280, p.107554_1 - 107554_11, 2024/12

https://doi.org/10.1016/j.jenvrad.2024.107554

本研究では航空機サーベイ、走行サーベイ、歩行サーベイ、定点サーベイといった複数タイプの測定結果を用いて、2011年から2022年を対象に福島地区の空間線量率統合マップを作成した。福島内の避難指示解除区域を考慮しつつ、Wainwright et al. (2017, 2019)で開発されたベイズ地球統計学手法を福島第一原子力発電所から80km圏内及び福島県全域へ適用した。統合マップは森林域の空間線量率の過小評価を修正し、既往の研究に比べ、より広範かつ複数年を対象に再現性の高いマップを作成することができた。本研究の結果は一般公衆への詳細な被ばく評価に使われることが期待される。

Quantitative evaluation of irradiated ductility degradation using the indentation technique combined with numerical experiments

涌井 隆; 斎藤 滋; 二川 正敏

Materials, 17(23), p.5925_1 - 5925_14, 2024/12

https://doi.org/10.3390/ma17235925

照射された材料の延性特性は、その構造的完全性に関連する重要な指標の1つである。これらの特性は、通常、照射環境下で照射された材料に引張試験を実施することによって決定される。押込み試験は、延性特性を簡単かつ迅速に評価するために使用され、Swift型の材料構成方程式の定数は、カルマンフィルターを使用した逆解析によって同定された。胴体された定数を用いて数値引張実験を実施し、公称応力およびひずみ曲線を取得した。さらに、全伸びを評価するための2つの方法を提案した。2つの方法で評価された最小全伸びはともに10%となった。イオン照射された材料の評価結果は、照射された材料の引張試験結果と同様の結果が得られた。

障害物等による劣悪環境下でも通信可能なパッシブ無線通信方式の開発(委託研究); 令和4年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉環境国際共同研究センター; 横浜国立大学*

JAEA-Review 2024-024, 88 Pages, 2024/11

JAEA-Review-2024-024.pdf:4.5MB

日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和4年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、令和4年度に採択された研究課題のうち、「障害物等による劣悪環境下でも通信可能なパッシブ無線通信方式の開発」の令和4年度分の研究成果について取りまとめたものである。本研究は、上記無線通信システム実現のための基地局とセンサノード、センサ位置特定アルゴリズム、電磁波遮蔽領域に対する無線エリア形成手法を開発した。基地局アンテナとしては、ダウンリンクに2.45GHz、アップリンクに2倍高調波である4.9GHzを用いる基地局アンテナを開発した。またこれに対応するセンサノードを開発した。また開発した回路およびアンテナが放射線の影響を受けずに動作することを確認した。センサ位置特定アルゴリズムに関する研究としては、原子炉建屋内など対象エリア内のロボットや作業者の位置を可視化および座標化するための多重波電波トモグラフィー法を計算機シミュレーションにより開発し、単純な実験室環境での測定による動作確認を行った。また高分解能測定系構築と信号処理手法として、伝搬特性の類似した到来波同士をクラスタ化する手法を開発し、求められたクラスタから電波伝搬メカニズムを同定し、多重波経路を求める手法を構築した。電磁波遮蔽領域に対する無線エリア形成手法に関する研究として、原子炉格納容器内のような電波遮蔽領域に対してペネトレーションを無線リンク確立手段とした導波路およびアンテナ素子を開発した。

4.1.2 BWR lower head penetration failure test focusing on eutectic melting

山下 拓哉

Fukushima Daiichi Nuclear Power Station Accident Information Collection and Evaluation (FACE) Project Annual Report 2023, p.55 - 62, 2024/11

The FACE project, initiated in July 2022 with a planned duration of four years, involves 25 organizations from 13 countries and the European Commission. It serves as a constructive extension of previous projects, including BSAF, BSAF2, PreADES, and ARC-F. The primary objectives of the FACE project are to refine the interpretation of accident scenarios, evaluate current modeling capabilities for severe accident progression, explore directions for further improvement, analyze U-bearing particles, and establish suitable hot laboratory analysis techniques and procedures for future fuel debris analysis. Additionally, the project maintains communication channels between Japanese organizations and international partners to facilitate the sharing of data, information, and expertise. This chapter reports on the results of the ELSA-3 tests, which focus on damage caused by eutectic melting in the liquid metal pool and the control rod drive (CRD). These tests aim to enhance understanding of the failure mechanisms of the lower head (LH) during the severe accident progression observed in the FACE project. The findings indicate that eutectic melting can lead to boundary failure of the LH, depending on the conditions of the molten pool formed in the lower plenum. The failure behaviors observed in these tests provide valuable insights into the progression of the 1F2 and 1F1 accidents.