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論文

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。

論文

Modelling the effect of mechanical remediation on dose rates above radiocesium contaminated land

Malins, A.; 操上 広志; 北村 哲浩; 町田 昌彦

Remediation Measures for Radioactively Contaminated Areas, p.259 - 272, 2019/00

Mechanical strategies for remediating radiocesium contaminated soils, e.g. at farms, schoolyards, gardens or parks, lower air dose rates in one of two characteristic ways. The first is to physically remove radiocesium from the environment, for example by stripping topsoil and sending it for disposal. The second is to redistribute the radiocesium deeper within the ground, e.g. by mixing the topsoil or switching the positions of different soil layers, in order that soil attenuates radiocesium gamma rays before they reach the surface. The amount that air dose rates reduce because of remediation can be calculated using radiation transport methods. This chapter summarizes modelling results for the effect of topsoil removal (with and without recovering with a clean soil layer), topsoil mixing, and soil layer interchange on dose rates. Using measurements of the depth profile of $$^{134}$$Cs and $$^{137}$$Cs activity in soil at un-remediated sites across North East Japan, the potential effectiveness of remediation work was estimated considering remediation to different soil depths and different time lags after the accident. The results show that remediation performance would have been essentially constant irrespective of the time at which it was undertaken in the initial five year period following the fallout.

論文

OECD/NEA benchmark on pellet-clad mechanical interaction modelling with fuel performance codes; Impact of number of radial pellet cracks and pellet-clad friction coefficient

Dost$'a$l, M.*; Rossiter, G.*; Dethioux, A.*; Zhang, J.*; 天谷 政樹; Rozzia, D.*; Williamson, R.*; Kozlowski, T.*; Hill, I.*; Martin, J.-F.*

Proceedings of Annual Topical Meeting on Reactor Fuel Performance (TopFuel 2018) (Internet), 10 Pages, 2018/10

The benchmark on PCMI was initiated by OECD/NEA Expert Group on Reactor Fuel Performance (EGRFP) in June 2015 and is currently in the latter stages of compiling results and preparing the final report. The aim of the benchmark is to improve understanding and modelling of PCMI amongst NEA member organisations. This is being achieved by comparing PCMI predictions of different fuel performance codes for a number of cases. Two of these cases are hypothetical cases aiming to facilitate understanding of the effects of code-to-code differences in fuel performance models. The two remaining cases are actual irradiations, where code predictions are compared with measured data. During analysis of participants' results of the hypothetical cases, the assumptions for number of radial pellet cracks and the pellet-clad friction coefficient (which can be zero, finite or infinite) were identified to be important factors in explaining differences between predictions once pellet-cladding contact occurs. However, these parameters varied in the models and codes used originally by the participants. This fact led to the extension of the benchmark by inclusion of two additional cases, where the number of radial pellet cracks and three different values of the friction coefficient were prescribed in the case definition. Seven calculations from six organisations contributed results were compared and analysed in this paper.

論文

Modeling watershed-scale $$^{137}$$Cs transport in a forested catchment affected by the Fukushima Dai-ichi Nuclear Power Plant accident

Wei, L.*; 木内 豪*; 吉村 和也; Velleux, M. L.*

Journal of Environmental Radioactivity, 171, p.21 - 33, 2017/05

 被引用回数:6 パーセンタイル:31.72(Environmental Sciences)

This study developed a watershed $$^{137}$$Cs migration model on the basis of the Two-Dimensional Runoff, Erosion, and Export model (TREX) framework and was applied in a forested catchment in Fukushima. This model considered the conditions of $$^{137}$$Cs field loss from the vegetation layer and downward movement in soil, two $$^{137}$$Cs distribution phases in water, and multiple solid particle classes. The model represented observed $$^{137}$$Cs transport well. Our simulations show that the $$^{137}$$Cs was transported from the catchment by clay, silt, and sand at a ratio of 17:70:13. The source of transported $$^{137}$$Cs is estimated to originate from hillside and areas near the river bank, and the accumulation of $$^{137}$$Cs was also evaluated.

論文

A Modelling study on water radiolysis for primary coolant in PWR

向井 悟*; 梅原 隆司*; 塙 悟史; 笠原 茂樹; 西山 裕孝

Proceedings of 20th International Conference on Water Chemistry of Nuclear Reactor Systems (NPC 2016) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2016/10

日本のPWRでは、水の放射線分解抑制のために、一次冷却材中の溶存水素濃度は25$$sim$$35cc/kg-H$$_{2}$$Oの範囲に制御されている。しかし、日本では被ばく低減の観点から、溶存水素濃度の低下を目指している。そこで、溶存水素濃度を低下したときの一次冷却材中の放射線分解生成物の濃度について、$$gamma$$線,高速中性子、及び$$^{10}$$B(n,$$alpha$$)$$^{7}$$Li反応によるアルファ線を考慮した放射線分解モデルにより評価した。その結果、溶存水素濃度が5cc/kg-H$$_{2}$$Oに低下しても放射線分解が抑制されることが示された。異なるG値と主要反応の速度定数がH$$_{2}$$O$$_{2}$$とO$$_{2}$$の濃度に及ぼす影響を水素注入条件下で調べるとともに、ホウ酸水中でのアルファ線による放射線分解の影響にも注目した。

論文

Advance in integrated modelling towards prediction and control of JT-60SA plasmas

林 伸彦; 本多 充; 白石 淳也; 宮田 良明; 若月 琢馬; 星野 一生; 藤間 光徳; 鈴木 隆博; 浦野 創; 清水 勝宏; et al.

Europhysics Conference Abstracts (Internet), 39E, p.P5.145_1 - P5.145_4, 2015/06

Towards prediction and control of JT-60SA plasmas, we are developing codes/models which can describe physics/engineering factors, and integrating them to one code TOPICS. Physics modelling: Coupling with MINERVA/RWMaC code showed that MHD equilibrium variation by centrifugal force largely affects RWM stability and the toroidal rotation shear stabilizes RWM. Coupling with OFMC code for NB torques, 3D MHD equilibrium code VMEC and drift-kinetic code FORTEC-3D for NTV torque, and toroidal momentum boundary model, predicted the core rotation of $$sim$$2% of Alfv$'e$n speed for a ITER hydrogen L-mode plasma. Coupling with core impurity transport code IMPACT showed the accumulation of Ar seeded to reduce the divertor heat load is so mild that plasma performance can be recovered by additional heating in JT-60SA steady-state (SS) scenario. Simulations coupled with MARG2D code showed that plasma current can be ramped-up to reach $$beta_N ge$$3 with MHD modes stabilized by ideal wall and with no additional flux consumption of central solenoid in JT-60SA. Engineering modelling: Coupling with integrated real-time controller showed that simultaneous control of $$beta_N$$ and $$V_{loop}$$ is possible at $$beta_N ge$$4 in JT-60SA SS scenarios. MHD equilibrium control simulator MECS demonstrated equilibrium control during heating phase and collapse induced events within power supply capability of PF coils in JT-60SA.

論文

Engineering aspects in modeling of high burnup LWR fuel behavior

鈴木 元衛

Proceedings of 2nd Japan-Korea-China (5th Japan-Korea) Seminar on Nuclear Reactor Fuel and Materials, p.4 - 10, 2004/03

高燃焼度燃料における複雑な相互作用を表現する燃料解析コードの設計において、コードは相互に依存しあうモデルの複雑な連関構造となることは避けられない。通常運転時においてはPCMIが発生し、ペレットと被覆管の間の強固なボンディング層は被覆管を二軸応力状態という厳しい機械的負荷に置く。一方、ボンディング層はギャップ熱伝達を促進し、ペレット温度を下げ、ペレットと被覆管の接触を保持するので、Lift-Off(内圧上昇によりギャップが開き、燃料温度が上昇してさらに内圧が上昇する現象)に対する抵抗性を増加させる。ペレットの振る舞いにおいては、FPガスバブルの成長は温度に強く依存するので、燃焼解析とリム層成長の結果を十分に包含できるようなペレット半径方向のメッシュ切りによってペレット温度を信頼性高く予測することが要求される。本講演ではこのような具体的側面の観点からモデリング方法を論じる。

論文

モンテカルロによる不純物輸送のモデリング

清水 勝宏; 滝塚 知典

プラズマ・核融合学会誌, 71(11), p.1135 - 1146, 1995/11

モンテカルロ法を用いた2次元不純物輸送コード(IMPMC)を開発した。モデリングには、・各種スパッタリングによる不純物の発生、・中性不純物の電離、・磁力線方向の運動、・クーロン散乱、・磁気面を横切る異常拡散、・原子過程が含まれる。本コードの特徴は、実平衡配位での不純物の軌道追跡、不純物の発生量の絶対値をコンシステントに決めていることである。また化学スパッタリングで発生するメタンの解離過程が取り入れられている。これを用いて、JT-60UのNB加熱時における炭素不純物の発生についてシミュレーション解析を行った。高密度プラズマでは、プライベイト領域の壁への中性粒子のフラックスが増大し、化学スパッタリングによるメタンの発生が重要となる。このメタンを起源とする不純物がX点近傍での放射損失を増大させ、局所的な放射冷却による熱的不安定性であるMARFEを引き起こすと考えられる。

報告書

Proceedings of the Third CSNI Workshop on Iodine Chemistry in Reactor Safety; September 11-13, 1991, Tokai-mura, Japan

石榑 顯吉*; 佐伯 正克; 早田 邦久; 杉本 純

JAERI-M 92-012, 522 Pages, 1992/03

JAERI-M-92-012.pdf:15.92MB

OECD/CSNI主催の第3回原子力安全におけるヨウ素化学ワークショップが日本原子力研究所で1991年9月11日から13日にかけて開催された。このワークショップには、10ヶ国2国際機関から専門家約60名の出席があった。ワークショップでは、ヨウ素種の放射線分解及び表面における反応、基礎及び総合実験、解析モデル及びコードの開発など、原子力安全におけるヨウ素化学に関する合計29の論文が5つのセッションにおいて種々の観点から発表された。ワークショップにおける情報交換と発表後の討論により、軽水炉の事故時のヨウ素挙動に関するより深い理解が得られるとともに、今後の研究の進展に対しても大きな期待が寄せられた。

口頭

The GTS-LTD MONOPOLE-2 experiment at grimsel; Predictive modeling and comparison with monitoring data

Soler, J. M.*; Martin, A. J.*; Lanyon, G. W.*; Havlov$'a$, V.*; Siitari-Kauppi, M.*; 舘 幸男

no journal, , 

原位置の擾乱の少ない結晶質岩中のマトリクス拡散を現実的に評価することを目的に、スイスのグリムゼル原位置試験場において原位置長期拡散(LTD)プロジェクトを進めている。現在2回目の原位置拡散試験(モノポール2)を実施中である。1回目の原位置試験(モノポール1)の結果及び室内拡散試験の結果に基づき、モノポール2試験の予測解析を実施し、トレーサー注入孔及び観察孔中のモニタリングデータと比較した。非収着性トレーサー(HTO, Cl)については、室内での透過拡散試験から導出された拡散パラメータによって、モニタリングデータ、特に注入孔のデータがより良く説明された。収着性のCsとBaの初期の濃度減少は、これらの元素の高い収着性の影響を示すものである。モノポール1試験で得られたCsのパラメータは、モノポール2にも適用可能であった。しかしながら、Baについては、予測される以上に収着の影響が大きいと評価された。

口頭

SKB GWFTS task force: Predictive modeling of a matrix diffusion experiment in gneiss at ONKALO (Finland)

Soler, J. M.*; L$"o$fgren, M.*; Nilsson, K.*; Lanyon, G. W.*; Gylling, B.*; Vidstrand, P.*; Neretnieks, I.*; Moreno, L.*; Liu, L.*; Meng, S.*; et al.

no journal, , 

GWFTS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を対象とした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放射性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。タスクフォースのタスク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。

口頭

PHITSによる空間線量率評価のための現実的なモデル作成ツールの開発

Kim, M.; Malins, A.; 吉村 和也; 佐久間 一幸; 操上 広志; 北村 哲浩; 町田 昌彦

no journal, , 

空間線量率のシミュレーションには、異なる土地タイプ、建物表面や森林において異なる放射性セシウムの分布を考慮する必要がある。さらに建物, 地形, 樹木, 土壌の複雑な遮蔽効果を空間線量率に反映する必要がある。本研究では、放射線輸送解析プログラムのPHITSによる空間線量率評価のシミュレーションを行うために、対象エリアにおける土地表面, 土地タイプ, 建物および樹木の3次元モデル作成が可能なツールを開発した。このツールは、対象エリアのオルソ画像, 数値表層モデル(DSM), 数値標高モデル(DEM)を用いて、PHITSのジオメトリ入力ファイルが作成できる。また、建物については、日本の典型的な9種類の建物モデルを用いて、樹木については広葉樹と針葉樹モデルを用いて作成されるため対象エリアに合わせて現実的なモデルの作成が可能である。線源設定は、$$^{134}$$Cs及び$$^{137}$$Csの放射能分布をモデルの様々な環境要素に対し任意に分布設定が可能である。今回は、東京電力福島第一原子力発電所から約5km離れた大熊町の200m$$times$$200m大きさのエリアを選定しモデルを作成した。また$$^{134}$$Cs及び$$^{137}$$Csの線源設定は、$$gamma$$線スペクトロメトリーによる測定値に基づいて設定した。選定エリアに対して、PHITSによる空間線量率の計算結果と歩行サーベイによる観測結果と比較を行った。また、モデルの様々な構成要素の空間線量率への影響を評価するために、建物や樹木のない平坦な地形、さらに選定エリアの$$^{134}$$Cs及び$$^{137}$$Cs分布の平均値を考慮した、より単純な系でのシミュレーションを行った。

口頭

Sorption behaviour of lead onto montmorillonite in the presence of carbonate

杉浦 佑樹; 石寺 孝充; 陶山 忠宏*; 岡崎 充宏*; 浜本 貴史*; 石田 圭輔*; 舘 幸男

no journal, , 

Pb-210 is one of the important radionuclides for the performance assessment of geological disposal. In this study, we investigated the sorption behaviour of Pb onto montmorillonite in the presence of carbonate. Kd values decrease with the increase of DIC concentration in pH8-11 region. Data from the carbonate-free and conditions of 2.5 and 25 mM DIC can be fitted using surface complexation constants determined from carbonate-free condition dataset. However, the model underestimated the data at DIC concentrations of 100 and 250 mM. Therefore, the formation of a ternary complex was assumed and its surface complexation constant was determined by fitting the experimental data at DIC concentrations of 100 and 250 mM. The results succeeded in fitting all experimental data well. Spectroscopic studies on the ternary complexation system will be required to enhance the reliability of the present results.

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