DECOVALEX-2023: An International collaboration for advancing the understanding and modeling of coupled thermo-hydro-mechanical-chemical (THMC) processes in geological systems

Birkholzer, J. T.*; Graupner, B. J.*; Harrington, J.*; Jayne, R.*; Kolditz, O.*; Kuhlman, K. L.*; LaForce, T.*; Leone, R. C.*; Mariner, P. E.*; McDermott, C.*; et al.

Geomechanics for Energy and the Environment, 42, p.100685_1 - 100685_17, 2025/06

https://doi.org/10.1016/j.gete.2025.100685

The DECOVALEX initiative is an international research collaboration (www.decovalex.org), initiated in 1992, for advancing the understanding and modeling of coupled thermo-hydro-mechanical-chemical (THMC) processes in geological systems. DECOVALEX stands for "DEvelopment of COupled Models and VALidation against EXperiments". DECOVALEX emphasizes joint analysis and comparative modeling of the complex perturbations and coupled processes in geologic repositories and how these impact long-term performance predictions. More than fifty research teams associated with 17 international DECOVALEX partner organizations participated in the comparative evaluation of eight modeling tasks covering a wide range of spatial and temporal scales, geological formations, and coupled processes. This Virtual Special Issue on DECOVALEX-2023 provides an in-depth overview of these collaborative research efforts and how these have advanced the state-of-the-art of understanding and modeling coupled THMC processes. While primarily focused on radioactive waste, much of the work included here has wider application to many geoengineering topics.

非接触測定法を用いた燃料デブリ臨界解析技術の高度化(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; 東京工業大学*

JAEA-Review 2024-013, 48 Pages, 2024/07

JAEA-Review-2024-013.pdf:1.99MB

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3年度に採択された研究課題のうち、「非接触測定法を用いた燃料デブリ臨界解析技術の高度化」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、非接触のアクティブ中性子法により燃料デブリの臨界安全上の特性を評価する測定システムの開発と、燃料デブリ取出し作業員の安全確保方策の確立に資する基盤技術として多領域積分型動特性解析コードの開発により燃料デブリ臨界解析技術を高度化することを目的としており、令和3年度から令和5年度の3年計画の2年目として東京工業大学、産業技術総合研究所、長岡技術科学大学が連携して実施した。検出器設計最適化のために新たに基礎実験を行って取得したデータを用いて、中性子輸送計算コードの妥当性及び不確かさを評価することで解析精度の向上を図った。この基礎データを基にした輸送計算コードを用いたパラメトリックサーベイにより、検出器の配置やHeガス圧、減速材、遮蔽材、中性子源配置の最適化を実施することにより検出器を設計した。遅発中性子による核分裂も考慮可能な多領域積分型動特性解析コードMIK2.0-MVPを開発し、予備検証としてGODIVA炉超臨界実験の再現解析を実施した。この結果より、MIK2.0-MVPコードでは、MIK1.0コードが有する計算機能に加えて、遅発中性子による核分裂の効果を考慮することができるようになり、MIK2.0-MVPコードと粒子法コードの弱連成解析の土台となる新たな機能を確立することができた。以上の活動により本研究の令和4年度の目的を達成することができた。

燃料デブリ取出し臨界安全技術の高度化(委託研究); 令和2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; 東京工業大学*

JAEA-Review 2021-037, 61 Pages, 2022/01

JAEA-Review-2021-037.pdf:4.24MB

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2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(以下、「1F」という)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、研究課題のうち、令和元年度に採択された「燃料デブリ取出し臨界安全技術の高度化」の令和元年度と令和2年度の研究成果について取りまとめたものである。本課題は令和2年度が最終年度となるため2年度分の成果を取りまとめた。本研究の目的は、臨界解析に多くの経験を有するロシアの大学と連携して燃料デブリ取出しの際の臨界安全解析の高度化を図ることである。本研究は、令和元年度及び令和2年度の2年度計画として日本側は東京工業大学、東京都市大学が連携して実施し、ロシア側はロシア国立原子力研究大学(MEPhI)が実施した。令和元年度は、東京工業大学では高度な燃料デブリ水中落下臨界解析を行うのに必要な高速メモリを搭載したGPUサーバーの整備と導入したサーバーを用いた予備解析を行った。また東京都市大学では、ベンチマーク解析の解析条件を東京工業大学、MEPhIと協議して設定した。また、小型サーバーを導入しベンチマーク解析の予備解析を実施した。令和2年度は、東京工業大学では1Fの燃料デブリ取出し作業を想定した現実的な規模の体系において、粒子法を用いた燃料デブリの水中落下挙動のシミュレーションを実施し、さらに水中での燃料デブリの動きと最終的な堆積状態の計算結果を用いてモンテカルロ中性子輸送計算コードMVP3.0により臨界解析を行った。また東京工業大学、東京都市大学、MEPhIの3者でベンチマーク解析ケースの本解析を実施し、解析精度及び解析の高速化に関する知見を得た。ロシア側共同研究機関であるMEPhIとは、モスクワでワークショップを開催し、

Japanese research activities for Fukushima-Daiichi decommissioning

岡本 孝司; 小川 徹

Proceedings of 2016 EFCOG Nuclear & Facility Safety Workshop (Internet), 3 Pages, 2016/09

福島第一原子力発電所廃止措置は、過去に経験のない数多くのチャレンジングな課題を克服していく必要がある。廃止措置に関する、世界的な経験や技術が廃止措置には必要となる。このため、2015年4月に原子力機構にCLADSが構築された。CLADSの目的は、福島第一原子力発電所の廃止措置に関する、マネージメント、研究及び開発である。廃止措置に関する研究開発を進めるだけではなく、国際的な研究活動をマネージすることにもある。本講演では、CLADSの現状を紹介する。なお、CLADSのオフィスは、2017年4月に、福島第一原子力発電所に近い富岡町に作られる予定である。

Development of environment for remote participation in fusion research on JT-60

大島 貴幸; 内藤 磨; 濱松 清隆; 射場 克幸; 佐藤 稔; 坂田 信也; 次田 友宣; 松田 俊明; 岩崎 慶太*; 軽部 行洋*; et al.

Fusion Engineering and Design, 71(1-4), p.239 - 244, 2004/06

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2004.04.040

原研JT-60では、全国に分散した大学及び他研究機関の核融合研究のエキスパートを結集し、JT-60に遠隔研究参加し、遠隔実験,遠隔解析,遠隔計測を行える階層的遠隔研究システムの構築を進めている。遠隔研究参加環境として、ビデオ会議システム,実験風景ストリーミングシステム,遠隔計測システム,遠隔プラズマ解析システムを開発及び運用している。ビデオ会議システムは、H.320プロトコルを用いたISDN回線を使ったもので、海外との運用実績が数多くある。現在は、H.323プロトコルを用いたインターネット上でのテレビ会議システムに移行しつつある。また、ストリーミングシステムはReal Systemを使用しJT-60中央制御室の様子を配信している。遠隔計測は、WSで構成される遠隔計測システムに置き換え、Xウィンドウ機能を使って外部からアクセスが可能となった。また、VizAnalysisとVizSquareとよばれる、遠隔解析のためのソフトウェアシステムを開発した。現在は、コンピュータネットワーク上のセキュリティ対策や新たな通信ツールを開発し、最終的にはITERの遠隔実験参加を視野に入れたシステムの開発を行っている。

IFMIF-KEP; International Fusion Materials Irradiation Facility key element technology phase report

IFMIF国際チーム

JAERI-Tech 2003-005, 559 Pages, 2003/03

JAERI-Tech-2003-005.pdf:48.89MB

国際核融合材料照射施設(IFMIF)活動は1995年からIEA協力で国際的に実施されている。IFMIFは加速器を用いた重陽子-リチウム(Li)中性子源であり、核融合の候補材料の試験のため、強力な中性子場(2MW/m,鉄に対して20dpa/年)を発生する。IFMIFの重要要素の技術リスク低減のため、3年間の要素技術確証フェーズ(KEP)が2000年に開始された。KEPでは、電流250mAでエネルギー40MeVの高出力重陽子(D+)加速器、体積9mの液体Liを循環するLiループ,温度制御された照射試験施設,照射後試験(PIE)施設及びその他の施設を運転するのに必要なIFMIF建屋及びユーティリティのシステム設計も実施されている。本タスク報告書では、3年間に実施した加速器,ターゲット,テストセル,設計統合のKEPタスク結果について記載した。

Proceedings of the 3rd JAERI-KAERI Joint Seminar on Post Irradiation Examination Technology; March 25-26, 1999, JAERI Oarai, Japan

材料試験炉部

JAERI-Conf 99-009, p.393 - 0, 1999/09

JAERI-Conf-99-009.pdf:36.22MB

原研材料試験炉部は、韓国原研核燃料サイクル研究試験チームと、原子力の平和利用分野における研究協力実施取り決め(計画3照射後試験技術の開発)に基づき、照射後試験に関連する情報交換を実施してきた。これらの成果のとりまとめとして第3回日韓セミナーを1999年3月25日から2日間、大洗研で開催した。会議には、原研、韓国原研のほか、漢陽大、JNC、東北大金研施設、NFD、NDC等、総勢84名の参加者を得て、照射後試験の現状と将来計画、照射後試験技術、照射後試験データの評価等に関する計33件の講演があり、高速実験炉用燃料棒の再組立法開発、韓国商用炉破損燃料の原因推定等、最新の報告がなされた。また、次世代の照射後試験に対するナノレベルPIE技術、試験空間や利用に関する柔軟性の確保、さらに施設間の相互協力と国際協力の重要性も指摘された。

Development of human and robot collaborative navigation technology in nuclear power plants

石川 信行; 古川 良男*; 佐々木 忍; 鈴木 勝男

Proc. of AIR & IHAS '97, p.213 - 225, 1997/00

原子力プラントの巡回点検作業遂行においては、高い安全性、信頼性そして迅速性が要求される。そのために新しい概念のロボットシステム、「人間・ロボット協調システム」を提案するとともに、その要素技術を開発した。本論文では、特に人間とロボットの協調による走行を実現するために開発した「割込み機能つき走行コマンドインタプリタ」、巡回点検の経路生成のためのGUI(Graphical User Interface)である「パスジェネレーションツール」、及びロボット走行において必須事項の自己位置推定技術について述べる。

Design and techniques for fusion blanket neutronics experiments using an accelerator-based deuterium-tritium neutron source

大山 幸夫; 今野 力; 池田 裕二郎; 前川 藤夫; 前川 洋; 山口 誠哉; 津田 孝一; 中村 知夫; M.A.Abdou*; Bennett, E. F.*; et al.

Fusion Technology, 28(1), p.56 - 73, 1995/08

加速器型14MeV中性子源を用いた工学指向の中性子工学実験体系の考え方を述べる。原研と米国エネルギー省との協力計画で行ったこの実験は幾何学的及び物質的な配置についての考察に基づいて計画した。これらの実験体系の核特性を核融合炉モデルのものと比較し、これらの実験体系とその材料の製作法について述べた。また、これらの実験のためにトリチウム生成率などの核パラメータを測定する種々の技術が開発または導入されたが、これらについて実験誤差などの特徴をお互いに比較検討した。

Summary of benchmark experiments for simulation of fusion reactors using an annular blanket with a line D-T source

前川 洋; 大山 幸夫; M.A.Abdou*

Materials for Advanced Energy Systems & Fission and Fusion Engineering '94, 0, p.235 - 246, 1994/00

原研のFNSを用いて、原研/米国エネルギー省との協力研究プログラムが実施された。本計画のPhase-IIIでは、Phase-I,-IIの場合と異なり、広がりのある中性子源の効果を調べることを目的としている。本講演では、疑似線状線源やPhase-IIIA,-IIIB,-IIIC体系の概要、測定項目、実験結果、解析結果及び成果について述べる。