Development of importance measures reflecting the risk triplet in dynamic probabilistic risk assessment; The Concept and measures of risk importance

成川 隆文*; 高田 孝*; Zheng, X.; 玉置 等史; 柴本 泰照; 丸山 結; 高田 毅士

Journal of Nuclear Engineering (Internet), 6(4), p.49_1 - 49_14, 2025/12

https://doi.org/10.3390/jne6040049

Despite the advancements in dynamic probabilistic risk assessment methodologies that account for the dynamics of event progression, the development of risk importance measures for such methodologies remains a significant research challenge, particularly in terms of fully capturing the rich, multidimensional risk information provided by dynamic PRA. This study proposes novel risk importance measures from the perspective of the risk triplet: Timing-Based Worth (TBW), which captures the scenario occurrence timing (scenario diversity), Frequency-Based Worth (FBW), which reflects the likelihood of scenarios, and Consequence-Based Worth (CBW), which represents the consequences of scenarios. These three measures are formally defined, and a conceptual framework for integrated importance evaluation is presented to enable multidimensional assessment. As a preliminary demonstration, TBW and FBW are applied to a simplified reliability model using a dynamic PRA based on the continuous Markov chain Monte Carlo (CMMC) method to evaluate their interpretability and the coherence of the proposed conceptual framework. The results demonstrate that TBW and FBW enable a more comprehensive risk importance evaluation by capturing resilience effects and temporal diversity, alongside existing frequency-based evaluations. This advancement is expected to enhance the practical use of dynamic PRA outputs in risk-informed decision-making.

2024年度ISCN Newsletter (No.0328No.0339)核不拡散・核セキュリティ等に関する動向(解説・分析)原稿集

原子力人材育成・核不拡散・核セキュリティ総合支援センター

JAEA-Review 2025-029, 341 Pages, 2025/09

JAEA-Review-2025-029.pdf:6.27MB

原子力人材育成・核不拡散・核セキュリティ総合支援センター(ISCN)は、原子力科学技術の健全な発展と核兵器・核テロのない世界の実現を目標としており、その実現及び一般の方々に対する核不拡散・核セキュリティ等の重要性の理解促進を図るための一助として、ISCN Newsletterを毎月発行している。本報告書は、2024年度に発行されたISCN Newsletter (2024年4月号(No.0328)2025年3月号(No.0339))のうち、「核不拡散・核セキュリティ等の動向(解説・分析)」のカテゴリーの記事を、2024年度内での経緯等が理解し易いよう、項目毎かつ時系列に再編集したものである。各記事は、言葉の統一や脚注の参考・出典のうち、2025年4月現在のURL等への更新の他は、基本的に執筆・発行時の原稿を基本的にそのまま掲載した。さらに付録に上記原稿をNewsletterの発行順にまとめた一覧を掲載した。

Characteristics of droplet evaporation on high-temperature porous surfaces for estimating cooling time of fuel debris

結城 光平*; 堀口 直樹; 吉田 啓之; 結城 和久*

Mechanical Engineering Journal (Internet), 12(4), p.24-00451_1 - 24-00451_8, 2025/08

https://doi.org/10.1299/mej.24-00451

福島第一原子力発電所の燃料デブリは通常、浸漬状態で冷却される。しかし、予期せぬ水位低下が発生した場合、冷却水が多孔質構造を持つ高温の燃料デブリに接触する。このような場合、燃料デブリを早急に冷やす必要があるが、固液接触時の毛細管現象といった熱挙動は十分に理解されていない。本論文では、1mm以下の小孔を有する金属多孔体に接触した液滴の蒸発特性を評価した基礎研究について述べる。孔径1, 40, 100mのブロンズまたはステンレス多孔体を用いた実験を行い、液滴のライフタイム曲線を推定した。結果として、発生した蒸気が小孔から排出されることで、多孔質体表面ではライデンフロスト現象が抑制されることがわかった。さらに、ブロンズ多孔質体では多孔質体の温度が上昇すると微細構造を持つ酸化膜が毛細管現象を促進した。一方、ステンレス多孔体では濡れ性が低いことで毛細管現象が抑制され、孔内への液滴の吸収および分散が抑制される。したがって、燃料デブリには毛細管力が作用しないと仮定して冷却システムを構築すべきである。

Droplet evaporation characteristics on high-temperature porous surfaces for cooling fuel debris

結城 光平*; 堀口 直樹; 吉田 啓之; 結城 和久*

Proceedings of 31st International Conference on Nuclear Engineering (ICONE31) (Internet), 4 Pages, 2024/11

https://doi.org/10.1115/ICONE31-135281

福島第一原子力発電所の燃料デブリは浸漬状態で冷却されている。しかし、予期せぬ水位低下が発生した場合、冷却水が多孔質構造を持つ高温の燃料デブリに接触する。このような場合、燃料デブリを早急に冷やす必要があるが、固液接触時の毛細管現象といった熱挙動は不明である。本論文では、基礎研究として、1mm以下の小孔を有する金属多孔体に接触した後の液滴蒸発特性を評価した。実験では、液滴のライフタイム曲線を得るために、孔径1, 40, 100umのブロンズまたはステンレス多孔体を用いた。実験結果から、発生した蒸気が小孔から排出されることで、多孔質体表面ではライデンフロスト現象が抑制されることがわかった。さらに、ブロンズ多孔質体では多孔質体の温度上昇と共に毛細管現象が観察され、これは微細な構造を持つ酸化膜が生成されたためであった。一方、ステンレス多孔体では低い濡れ性のため、毛細管現象は起こらず、液滴が小孔に吸い込まれて広がることはなかった。このことから、燃料デブリがステンレス多孔体と同じ特性を持つ場合には、毛細管現象による急冷を期待できないことが示された。

Brightening triplet excitons enable high-performance white-light emission in organic small molecules via integrating n-- transitions

Yang, Q.*; Yang, X.*; Wang, Y.*; Fei, Y.*; Li, F.*; Zheng, H.*; Li, K.*; Han, Y.*; 服部 高典; Zhu, P.*; et al.

Nature Communications (Internet), 15, p.7778_1 - 7778_9, 2024/09

https://doi.org/10.1038/s41467-024-52196-7

明るい一重項励起子と三重項励起子を同時に発現する発光材料は、オプトエレクトロニクス、サイネージ、情報暗号化において大きな可能性を秘めている。しかしながら、高性能の白色発光を実現するためには、蛍光と燐光の寄与が不均衡であることが大きな障害となっている。ここでは、水素結合の協同効果による圧力処理エンジニアリングによって、n--遷移の混合を実現し、イソフタル酸(IPA)中で三重項状態の発光を7%から40%に高めることで、この課題に対処した。加圧処理したIPAでは、蛍光と燐光のハイブリッドに基づく優れた白色発光が得られ、フォトルミネッセンス量子収率は当初の19%(青色発光)から75%に増加した。その場での高圧IRスペクトル、X線回折、中性子回折から、圧力の上昇に伴い水素結合が連続的に強化されることが明らかになった。さらに、この強化された水素結合は、圧力処理後も常圧条件下まで保持され、バランスの取れた一重項/三重項励起子集団のための効率的な系間交差を目的としたIPAに与え、効率的な白色発光をもたらした。この研究は、有機低分子の三重項状態を明るくするルートを提案するだけでなく、一重項励起子と三重項励起子の比率を調節して、高性能の白色発光を構築するものである。

Preliminary study of the criticality monitoring method based on the simulation for the activity ratio of short half-life noble-gas fission products from fuel debris

Riyana, E. S.; 奥村 啓介; 坂本 雅洋; 松村 太伊知; 寺島 顕一; 神野 郁夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 61(2), p.269 - 276, 2024/02

https://doi.org/10.1080/00223131.2023.2300773

We investigated the possibility of estimating the effective neutron multiplication factor () of the fuel debris inside the canister and primary containment vessel (PCV) of Unit 2 of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (1F) using remote gas-radioactivity measurement via simulation-based calculations. Our results demonstrate an almost linear correlation between and the Kr-to-Xe activity ratio with respect to various fuel debris compositions. This correlation is maintained regardless of geometries such as the fuel debris canister and the PCV.

Radio-tellurium released into the environment during the complete oxidation of fuel cladding, containment venting and reactor building failure of the Fukushima accident

日高 昭秀; 川島 茂人*; 梶野 瑞王*

Journal of Nuclear Science and Technology, 60(7), p.743 - 758, 2023/07

https://doi.org/10.1080/00223131.2022.2142311

福島事故時に放出された放射性物質量の推定は、原子炉の事故進展や環境影響の評価にとって不可欠である。そこで、ヨウ素,Csに次いで放出量が多いTeについて、単位放出量を想定したメソスケール気象モデル計算で得られた時間ごとの沈着量に基づいて沈着量分布を重み付けする、単位放出回帰推定法を用いて検討した。前回の検討では、この手法の適用性確認に主眼を置き、発生源について暫定的な結果を得ることができた。しかし、その後の検討で、放出があったと思われる期間の一部が放出推定期間から欠落していると、ソースターム計算全体に歪みが生じることが判明した。このため、本研究では、推定期間を延長し、主要な放出を全て含むように再計算を行った。その結果、これまで特定されなかった放出事象が明らかになり、炉内事象との対応も確認できた。また、炉心注水時のZr被覆管完全酸化によるTe放出事象を考慮することにより、土壌汚染マップにおけるTe/Cs比の地域依存性を説明することができた。さらに、本検討に基づき、WSPEEDI逆計算では予測できなかった3月11日夜,13日,14日早朝にヨウ素とCsの放出が増加した可能性を指摘した。

福島第一原子力発電所の廃止措置における放射性エアロゾル制御及び除染に関する研究(委託研究); 令和3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; 東京大学*

JAEA-Review 2022-061, 59 Pages, 2023/02

JAEA-Review-2022-061.pdf:2.38MB

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3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始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3年度に採択された「福島第一原子力発電所の廃止措置における放射性エアロゾル制御及び除染に関する研究」の令和3年度の研究成果について取りまとめたものである。本研究は、英国の研究者と協力して、エアロゾル分散制御をしながら、同時に高度な微粒子測定と評価が可能な安全なレーザー除染システムを開発することを目的としている。日本側では、CFD解析を活用して、セシウム等を浸透した物質へのレーザー加工により発生する放射性エアロゾルを水ミストとスプレーにより効果的に制御するシステムを開発する。具体的には、エアロゾルと水界面の相互作用に関連する英国側研究成果を活用してレーザー加工を行い、高精度検出器による10nm10mの広範囲なエアロゾル粒子の計測、水ミストやスプレー液滴の電気化学的処理による粒子分散制御、並びに得られたデータを基にして分散制御に関するCFDシミュレーションの精度向上を目指す。最終的には日英の研究成果を活用して、両国の試験施設において実証試験を行うことにより、今後、両国の廃炉現場において適用可能性のある高線量エリアのレーザー除染計画に役立てる。

Dynamic probabilistic risk assessment of nuclear power plants using multi-fidelity simulations

Zheng, X.; 玉置 等史; 杉山 智之; 丸山 結

Reliability Engineering & System Safety, 223, p.108503_1 - 108503_12, 2022/07

AA2021-0588.pdf:1.29MB

https://doi.org/10.1016/j.ress.2022.108503

Dynamic probabilistic risk assessment (PRA) more explicitly treats timing issues and stochastic elements of risk models. It extensively resorts to iterative simulations of accident progressions for the quantification of risk triplets including accident scenarios, probabilities and consequences. Dynamic PRA leverages the level of detail for risk modeling while intricately increases computational complexities, which result in heavy computational cost. This paper proposes to apply multi-fidelity simulations for a cost- effective dynamic PRA. It applies and improves the multi-fidelity importance sampling (MFIS) algorithm to generate cost-effective samples of nuclear reactor accident sequences. Sampled accident sequences are paralleled simulated by using mechanistic codes, which is treated as a high-fidelity model. Adaptively trained by using the high-fidelity data, low-fidelity model is used to predicting simulation results. Interested predictions with reactor core damages are sorted out to build the density function of the biased distribution for importance sampling. After when collect enough number of high-fidelity data, risk triplets can be estimated. By solving a demonstration problem and a practical PRA problem by using MELCOR 2.2, the approach has been proven to be effective for risk assessment. Comparing with previous studies, the proposed multi-fidelity approach provides comparative estimation of risk triplets, while significantly reduces computational cost.

Depletion calculation of subcritical system with consideration of spontaneous fission reaction

Riyana, E. S.; 奥村 啓介; 坂本 雅洋; 松村 太伊知; 寺島 顕一

Journal of Nuclear Science and Technology, 59(4), p.424 - 430, 2022/04

https://doi.org/10.1080/00223131.2021.1974970

Modification of the Monte Carlo depletion calculation code OpenMC was performed to enable the depletion calculation of the subcritical neutron multiplying system. With the modified code, it became possible to evaluate the quantity of short half-life fission products from spontaneous and induced fissions in the subcritical system. As a preliminary study, it was applied to the fuel debris storage canister filled with nuclear materials and spontaneous fission nuclides. It was confirmed that the code could successfully provide a quantity of short half-life FPs over time and provide the relationship between the activity ratio of Kr-88 to Xe-135 and effective neutron multiplication factor of the canister.