検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 34 件中 1件目~20件目を表示

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

論文

Main findings, remaining uncertainties and lessons learned from the OECD/NEA BSAF Project

Pellegrini, M.*; Herranz, L.*; Sonnenkalb, M.*; Lind, T.*; 丸山 結; Gauntt, R.*; Bixler, N.*; Morreale, A.*; Dolganov, K.*; Sevon, T.*; et al.

Nuclear Technology, 206(9), p.1449 - 1463, 2020/09

 被引用回数:1 パーセンタイル:21.8(Nuclear Science & Technology)

The OECD/NEA Benchmark Study at the Accident of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (BSAF) project, which started in 2012 and continued until 2018, was one of the earliest responses to the accident at Fukushima Daiichi. The project, divided into two phases addressed the investigation of the accident at Unit 1, 2 and 3 by Severe Accident (SA) codes until 500 h focusing on thermal-hydraulics, core relocation, Molten Corium Concrete Interaction (MCCI) and fission products release and transport. The objectives of BSAF were to make up plausible scenarios based primarily on SA forensic analysis, support the decommissioning and inform SA codes modeling. The analysis and comparison among the institutes have brought up vital insights regarding the accident progression identifying periods of core meltdown and relocation, Reactor Pressure Vessel (RPV) and Primary Containment Vessel (PCV) leakage/failure through the comparison of pressure, water level and CAMS signatures. The combination of code results and inspections (muon radiography, PCV inspection) has provided a picture of the current status of the debris distribution and plant status. All units present a large relocation of core materials and all of them present ex-vessel debris with Unit 1 and Unit 3 showing evidences of undergoing MCCI. Uncertainties have been identified in particular on the time and magnitude of events such as corium relocation in RPV and into cavity floor, RPV and PCV rupture events. Main uncertainties resulting from the project are the large and continuous MCCI progression predicted by basically all the SA codes and the leak pathways from RPV to PCV and PCV to reactor building and environment. The BSAF project represents a pioneering exercise which has set the basis and provided lessons learned not only for code improvement but also for the development of new related projects to investigate in detail further aspects of the Fukushima Daiichi accident.

論文

Current situation of OECD/NEA, Preparatory Study on Analysis of Fuel debris (PreADES) project

仲吉 彬; Journeau, C.*; Rempe, J.*; Barrachin, M.*; Bottomley, D.; Nauchi, Y.*; Song, J. H.*

Proceedings of 2019 International Workshop on Post-Fukushima Challenges on Severe Accident Mitigation and Research Collaboration (SAMRC 2019) (USB Flash Drive),  ( ), 6 Pages, 2019/11

In recognition of the broad international interest in learning from post-accident examinations and other activities related to the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (1F), Japan recommended, to the Organization for Economic Co-operation and Development/Nuclear energy Agency/Committee on Safety of Nuclear Installations (OECD/NEA/CSNI) in 2013, that they identified and followed up on opportunities to address safety research gaps. The CSNI set up the Senior Expert Group (SEG) on Safety Research Opportunities Post-Fukushima (SAREF). In 2016-2017, Preparatory Study on Analysis of Fuel Debris (PreADES) project was recommended by the SEG on SAREF as a near-term project. The PreADES project will summarize the collected knowledge and expertise of debris characterization and identify the needs for debris analyses that will most contribute to the decommissioning of 1F. The project also aims to improve the understanding of severe accidents and reactor safety assessments as well as creating appropriate and optimal methodologies for future debris sampling, retrieval, and storage. Consequently, the project provides important input for a future international project of sample examination based on long-term considerations. The PreADES project launched discussions among interested organizations at the preliminary meeting in July 2017 about the objectives, scope, output, and direction of the project. The contents of the PreADES project were agreed as the three following tasks: Task 1: Joint study on fuel debris' expected properties and characterization, Task 2: Identifying needs and major issues for future fuel debris sampling, retrieval, and analyses, Task 3: Planning of future international R&D framework. Currently, 4th meeting took place on July in Tokyo Japan. Task 1 is almost completed and Task 2 will be summarized soon.

論文

Development of dose estimation system integrating sediment model for recycling radiocesium-contaminated soil to coastal reclamation

三輪 一爾; 武田 聖司; 飯本 武志*

Radiation Protection Dosimetry, 184(3-4), p.372 - 375, 2019/10

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Environmental Sciences)

福島事故後の除染作業によって発生した除去土壌を再生資材として再利用する方針が環境省により示されている。有効な再利用用途の1つである海面埋立地では、施工時に溶存した放射性Csの他に土粒子に付着した放射性Csの海洋への流出が予想されるため、安全評価上、両形態の核種移行を評価できるモデルが必要となる。そこで本研究では、施工時および供用時の放射性Csの流出をモデル化し、海洋に流出した核種についてはOECDにより示されたSediment modelにより移行評価を行った。沿岸域における核種移行評価にSediment modelを用いることの妥当性を、福島沿岸域の実測値の再現計算により確認した。施工時および供用時の核種流出を評価するモデルおよびSediment modelをクリアランスレベル評価コードPASCLR2に組み込むことで、海洋へ流出した核種からの被ばく線量評価を行えるようにした。

論文

Main findings, remaining uncertainties and lessons learned from the OECD/NEA BSAF Project

Pellegrini, M.*; Herranz, L.*; Sonnenkalb, M.*; Lind, T.*; 丸山 結; Gauntt, R.*; Bixler, N.*; Morreale, A.*; Dolganov, K.*; Sevon, T.*; et al.

Proceedings of 18th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-18) (USB Flash Drive), p.1147 - 1162, 2019/08

The OECD/NEA Benchmark Study at the Accident of the Fukushima Daiichi NPS project (BSAF) has started in 2012 until 2018 as one of the earliest responses to the accident at Fukushima Daiichi NPS. The project addressed the investigation of the accident at Units 1, 2 and 3 by severe accident (SA) codes focusing on thermal-hydraulics, core relocation, molten core/concrete interaction (MCCI) and fission products release and transport. The objectives of BSAF were to make up plausible scenarios based primarily on SA forensic analysis, support the decommissioning and inform SA codes modeling. The analysis and comparison among the institutes have brought up vital insights regarding the accident progression identifying periods of core meltdown and relocation, reactor vessel (RV) and primary containment vessel (PCV) leakage/failure through the comparison of pressure, water level and CAMS measurement. The combination of code results and inspections has provided a picture of the current state of the debris distribution and plant state. All units present a large relocation of core materials and all of them present ex-vessel debris with units 1 and 3 showing evidences of undergoing MCCI. Uncertainties have been identified in particular on the time and magnitude of events such as corium relocation in RV and into cavity floor, RV and PCV rupture events. Main uncertainties resulting from the project are the large and continuous MCCI progression predicted by basically all the SA codes and the leak pathways from RV to PCV and PCV to reactor building and environment. The BSAF project represents a pioneering exercise which has set the basis and provided lessons learned not only for code improvement but also for the development of new related projects to investigate in details further aspects of the Fukushima Daiichi NPS accident.

論文

Current situation of OECD/NEA, Preparatory Study on Analysis of Fuel debris (PreADES) project

仲吉 彬; Bottomley, D.; 鷲谷 忠博

Proceedings of 56th Annual Meeting on Hot Laboratories and Remote Handling (HOTLAB 2019) (Internet),  ( ), 3 Pages, 2019/00

"Preparatory Study on Analysis of Fuel debris" (PreADES) project was recommended by the Senior Expert Group (SEG) on Safety Research Opportunities post-Fukushima (SAREF) as a "near-term project". The PreADES project will summarise the collected knowledge and expertise of debris characterisation and identify the needs for debris analyses that will most contribute to the decommissioning of 1F. The project also aims to improve the understanding of severe accidents and reactor safety assessments as well as creating appropriate and optimal methodologies for future debris sampling, retrieval, and storage. Consequently, the project provides important input for a future international project of sample examination based on "long-term considerations".

論文

第30回NEA核データ評価国際協力ワーキングパーティ(WPEC)会合報告

岩本 修; 岩本 信之; 木村 敦; 横山 賢治; 多田 健一

核データニュース(インターネット), (120), p.35 - 46, 2018/06

経済開発協力機構原子力機関(OECD/NEA)の第30回核データ評価国際ワーキングパーティ(WPEC)会合が、2018年5月14日から18日の日程でOECD本部で開催された。期間中に開催されたWPEC本会合、エキスパートグループ会合及びサブグループ会合について報告する。

論文

CIELO collaboration summary results; International evaluations of neutron reactions on uranium, plutonium, iron, oxygen and hydrogen

Chadwick, M. B.*; Capote, R.*; Trkov, A.*; Herman, M. W.*; Brown, D. A.*; Hale, G. M.*; Kahler, A. C.*; Talou, P.*; Plompen, A. J.*; Schillebeeckx, P.*; et al.

Nuclear Data Sheets, 148, p.189 - 213, 2018/02

 被引用回数:21 パーセンタイル:3.62(Physics, Nuclear)

CIELO国際協力では、原子力施設の臨界性に大きな影響を与える重要核種($$^{235}$$U, $$^{238}$$U, $$^{239}$$Pu, $$^{56}$$Fe, $$^{16}$$O, $$^{1}$$H)の中性子断面積データの精度を改善し、これまで矛盾していると考えられた点を解消することを目的として研究が行われた。多くの研究機関が参加したこのパイロットプロジェクトは、IAEAの支援も受けて、OECD/NEAの評価国際協力ワーキングパーティ(WPEC)のSubgroup 40として組織された。本CIELOプロジェクトは、新たな実験研究や理論研究を行う動機付けとなり、測定データを正確に反映し臨界性の積分テストに優れた新たな一連の評価済みライブラリとして結実した。本報告書は、これまでの研究成果と、本国際協力の次の段階の計画概要をまとめたものである。

論文

日本原子力学会2017春の年会「シグマ」特別専門委員会、核データ部会、炉物理部会合同セッション; ベンチマーク問題や積分実験を用いたJENDL及び核計算コードのV&Vの現状と今後の展望,2; 核計算分野におけるOECD/NEA国際ベンチマーク

須山 賢也

核データニュース(インターネット), (117), p.5 - 14, 2017/06

経済協力開発機構原子力機関原子力科学委員会(OECD/NEA/NSC)は、ベンチマーク計算の実施を活動の柱の一つとしており、現在「国際ベンチマーク」と言うと、NEA/NSCで実施しているベンチマークを指すことが比較的多いと思われる。本稿では、(i) OECD/NEA/NSCで実施している炉物理関連のベンチマークの現状、(ii)ベンチマーク計算の核計算システムへの反映、(iii)将来の研究開発の資産としてのベンチマーク計算、(iv)実験データに基づくベンチマーク計算の例、そして(v) OECD/NEA/NSCにおけるベンチマークの提案方法を示し、国際ベンチマーク実施の意義を論じる。

論文

第29回NEA核データ評価国際協力ワーキングパーティ(WPEC)会合報告

原田 秀郎; 岩本 修; 木村 敦; 横山 賢治; 多田 健一

核データニュース(インターネット), (117), p.36 - 51, 2017/06

経済開発協力機構原子力機関(OECD/NEA)の第29回核データ評価国際協力ワーキングパーティ(WPEC)会合が、2017年5月15日$$sim$$19日にOECD本部で開催された。期間中に開催されたWPEC本会合及びサブグループ会合について報告する。

論文

NEAデータバンク運営委員の再編成; 新たな運営委員会MBDAVの設置

須山 賢也

核データニュース(インターネット), (115), p.61 - 69, 2016/10

近年、経済協力開発機構原子力機関データバンクの運営組織の改革の議論が進められている。本稿はその背景と経緯について解説を行う。

論文

第28回NEA核データ評価国際協力ワーキングパーティ(WPEC)会合報告

深堀 智生; 原田 秀郎; 岩本 修; 横山 賢治

核データニュース(インターネット), (114), p.35 - 43, 2016/06

経済協力開発機構原子力機関(OECD/NEA)の第28回核データ評価国際協力ワーキングパーティ(WPEC)会合が、2016年5月9$$sim$$13日にOECD本部で開催された。本稿において、期間中に開催されたWPEC本会合及びサブグループ会合について報告する。

論文

Contributions of OECD ROSA & ROSA-2 Projects for thermal-hydraulic code validation

中村 秀夫

Proceedings of Seminar on the Transfer of Competence, Knowledge and Experience gained through CSNI Activities in the Field of Thermal-Hydraulics (THICKET 2016) (CD-ROM), 29 Pages, 2016/06

軽水炉事故時の熱水力現象の詳細解明と安全評価コードの解析性能向上を図るため、アジアでの初めてのOECD-NEA国際共同研究プロジェクトであるROSAおよびROSA-2プロジェクトが、原子力機構の主催、15ヶ国の参加で行われた。同プロジェクトでは2005年より約8年間にわたり、世界最大規模の軽水炉模擬実験装置LSTFを用いて、9課題19回の実験が行われた。一方、OECD-NEAでは、その活動によって得られた成果や経験を次代に伝えるセミナ活動THICKETを実施しており、今回その第4回において、ROSAプロジェクトで得られた成果のうち、特に安全評価コードの性能検討に焦点を当てた取り組みであるブラインド計算の成果ならびに、同時に実施されていたOECD-PKL2プロジェクトとの相互比較実験の成果など、主要な成果から得られた教訓およびLSTF実験の有効性を中心に同プロジェクトの全容を解説し、安全解析における残存課題を議論する。

論文

第27回NEA核データ評価国際協力ワーキングパーティ(WPEC)会合報告

原田 秀郎; 岩本 修; 横山 賢治

核データニュース(インターネット), (111), p.51 - 62, 2015/06

経済開発協力機構原子力機関(OECD/NEA)の第27回核データ評価国際協力ワーキングパーティ(WPEC)会合が、2015年5月18$$sim$$22日にNEA本部で開催された。期間中に開催されたWPEC本会合及びサブグループ会合について報告する。

論文

会議報告; 放射線防護体系の進展に関する第7回アジア会議

嶋田 和真

日本原子力学会誌, 57(6), P. 422, 2015/06

"The Seventh Asian Regional Conference on the Evolution of the System of Radiological Protection"が2015年1月8-9日の二日間、東京大学で開催された。本会議では、参加した約130名の様々なステークホルダー等により、福島県における放射線防護に係る活動について議論が行われた。その模様を報告する。

論文

OECD/NEA主催「放射線防護体系の進展に関する第2回アジア地域会議」

山口 恭弘

放影協ニュース, (41), p.14 - 15, 2004/10

経済協力開発機構/原子力機関(OECD/NEA)主催の「放射線防護体系の進展に関する第2回アジア地域会議」が、平成16年7月28$$sim$$29日に東京において開催された。この会議は、OECD/NEAの常設委員会の1つである放射線防護・公衆衛生委員会(CRPPH)の活動の成果をアジア地域に紹介するとともに、放射線防護に関するアジア地域からの意見を収集し活動に反映させることを目的としている。今回の会議では、韓国,中国,オーストラリアからの参加者を含め約140名の放射線防護関係者の出席を得て、ICRPの2005年勧告案,放射線防護上の意思決定におけるステークホルダー(利害関係者)の関与等に関して踏み込んだ議論が行われた。

報告書

原子力発電所シビアアクシデント・マネージメントの実施状況,1996年OECD/NEA報告書

鈴木 光弘

JAERI-Review 2004-013, 123 Pages, 2004/05

JAERI-Review-2004-013.pdf:6.62MB

本報告は、OECD各国におけるシビアアクシデントの対応策や研究成果を総括した最新の報告書をOECD/NEAの許可を得て訳し紹介するものである。国によって対応策や考え方,規制との関係等に違いはあるが、基本となるシビアアクシデント防止手順と影響緩和策には共通する部分が多いことが示されており、水炉の対応策が中心となっている。第2章にはシビアアクシデント発生の指標や重要な意志決定事項である損傷炉心への注水操作,原子炉冷却系の減圧操作及び格納容器に関する対応策等がまとめられている。第3章には各国の対応策の現況について概説し、その詳細は付録Aとその一覧表に示されている。また、各国の事故対応組織の特徴や、対応策と研究に関する今後の課題等もまとめられており、我が国原子力発電所の事故対応策や研究の進展に有用な資料と考えるものである。

論文

OECD/NEAにおける廃止措置に関する最近の活動状況

柳原 敏

デコミッショニング技報, (28), p.2 - 9, 2003/10

欧米の原子力先進国ではさまざまな原子力施設の廃止措置活動が進められている。このような状況を背景に、OECD/NEAでは廃止措置に関するさまざまな課題を取り上げ、課題解決に向けた検討を進めている。廃止措置プロジェクトに関する科学技術情報交換協力計画では、廃止措置プロジェクトの技術課題を中心に情報交換が行われ、廃止措置と解体に関する作業部会では、廃止措置の規制,廃止措置作業の実施,技術開発に関する検討が行われている。また、廃止措置費用の評価,規制の経験に関する検討が行われ報告書が公開されている。このようなOECD/NEAの活動はわが国の原子力施設の廃止措置を安全で効率的に実施するうえで有用である。本報告はOECD/NEAの廃止措置に関する最近の活動状況をまとめたものである。

論文

Classification of criticality calculations with correlation coefficient method and its application to OECD/NEA burnup credit benchmarks phase III-A and II-A

奥野 浩

Journal of Nuclear Science and Technology, 40(7), p.544 - 551, 2003/07

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

臨界計算のベンチマーク結果を類似性に従い分類する方法をこの論文では提案した。相関係数を利用する方法の定式化の後に、経済協力開発機構/国際エネルギー機関(OECD/NEA)の下に実施された燃焼度クレジット臨界ベンチマーク問題III-A及びII-Aに適用した。ベンチマーク問題III-Aは照射済みの沸騰水型炉(BWR)燃料集合体の一連の臨界計算で、ベンチマーク問題II-Aは照射済みの加圧水型炉(PWR)燃料ピンの一連の臨界計算である。これらのベンチマーク問題及び結果をまとめた。相関係数を計算し、一連のベンチマーク計算結果の分類を、相関係数の値としてベンチマーク問題III-Aでは0.15以上,ベンチマーク問題II-Aでは0.10以上という基準に従い分類した。2つのベンチマーク計算結果が同一のグループに属するときに、一方の計算結果は他方の計算結果から予想可能であることがわかった。それぞれのベンチマークについて例を示した。評価済み核データが分類の主因子であった。

論文

Burnup importance function introduced to give an insight into the end effect

奥野 浩; 酒井 友宏*

Nuclear Technology, 140(3), p.255 - 265, 2002/12

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

燃焼度クレジットを入れた燃焼燃料の臨界安全評価では端部効果がしばしば議論されるが、その定量的な議論に役立てるためにこの論文では燃焼度インポータンス関数を導入した。この関数は、反応度に対する燃焼の影響を燃料位置の関数として表す。燃焼度インポータンス関数をOECD/NEAの燃焼度クレジット専門家グループで採用されたフェーズIIAベンチマーク体系に適用した。この関数は、端部の燃焼度インポータンスが (1) 燃焼度,(2) 冷却期間,(3) 燃焼度分布及び (4) 核分裂生成物の考慮の場合に増加することを明瞭に示した。

論文

Views from the Japan Health Physics Society

水下 誠一

Proceedings of Asian Regional Conference on the Evolution of the System of Radiological Protection, p.12-1-1 - 12-1-5, 2002/10

ICRPは2005年を目途に新たな基本勧告の策定を進めている。OECD/NEAは専門家グループ会合を組織して、ICRPの新提案の検討を進めてきており、今回日本において文科省のホストでワークショップを開催し議論を行うこととなった。日本保健物理学会ではICRP勧告検討委員会が新提案の検討を行っており、本ワークショップでの発表を依頼されている。本発表はこの委員会の検討結果を発表するものであり、現在良く機能している防護システムは原則として引き継がれるべきこと、低線量の放射線影響についてはしきい値のない直線仮説は当面の防護措置として採らざるを得ないこと,被ばくのカテゴリーは職業人と公衆を同等のレベルで扱うことには無理があることなど,また勧告に至る判断には科学的な合理性が必要であることを提言している。

34 件中 1件目~20件目を表示