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論文

Development of fission product chemistry database ECUME for the LWR severe accident

三輪 周平; 宮原 直哉; 中島 邦久; 西岡 俊一郎; 鈴木 恵理子; 堀口 直樹; Liu, J.; Miradji, F.; 井元 純平; Mohamad, B. A.; et al.

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 8 Pages, 2019/05

軽水炉シビアアクシデントのための核分裂生成物(FP)化学挙動データベースECUMEの初版を構築した。ECUMEの初版には、セシウム(Cs)-ヨウ素(I)-ホウ素(B)-モリブデン(Mo)-酸素(O)-水素(H)系の気相化学反応計算のための化学反応とその速度定数のデータセット、ステンレス鋼とCs蒸気種との高温化学反応モデル、CsBO$$_{2}$$、Cs$$_{2}$$Si$$_{4}$$O$$_{9}$$及びCsFeSiO$$_{4}$$の熱力学データが収納されている。これらのECUMEを用いることにより、特に福島第一原子力発電所事故におけるCs分布で重要となるBWR制御材Bやステンレス鋼の化学的な影響を評価でき、炉内のCs分布をより正確に予測することが可能となる。

論文

A Structure discrimination method by deep learning with point cloud data

谷藤 祐太; 川端 邦明

Proceedings of International Topical Workshop on Fukushima Decommissioning Research (FDR 2019) (Internet), 4 Pages, 2019/05

This paper describes about the development of an environment recognition method with point cloud data collected in a dark place like Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (FDNPS). We reported the results of a feasibility study of the structure discriminations from LiDAR 3D point cloud data by a deep learning approach. Proposed method utilizes the image data of projected 3D point cloud as input for the classifier instead of coordinate data of 3D points directly. This idea realized to make shorten the learning time without large capacity of the memory for the computations. We selected five kinds of structures (Stairs, Pipe, Grating, Switchboard and Valve) commonly appeared in the general plant as a discrimination subjects for evaluating proposed method. As a result, the classifier showed an accuracy of 99.6% to five categories and we could confirm the validity of proposed method for the structure discrimination.

報告書

Proceedings of the 2017 Symposium on Nuclear Data; November 16-17, 2017, iVil, Tokai-mura, Ibaraki, Japan

西尾 勝久; 宇都野 穣; 千葉 敏*; 小浦 寛之; 岩本 修; 中村 詔司

JAEA-Conf 2018-001, 226 Pages, 2018/12

JAEA-Conf-2018-001.pdf:22.81MB

2017年度核データ研究会は、2017年11月16日, 17日に、茨城県東海村の東海村産業・情報プラザ(アイヴィル)にて開催された。本研究会は、日本原子力学会核データ部会と日本原子力研究開発機構先端基礎研究センターが主催、日本原子力学会シグマ特別専門委員会と日本原子力学会北関東支部が共催した。今回、チュートリアルとしてオークリッジ国立研究所のRykaczewski氏による講演「全エネルギー吸収ガンマ線測定と遅発中性子に関する新しいデータ」を、講演・議論のセッションとして「核物理と核データ」(2セッション)、「原子核理論と核データ」、「原子炉」、「核データと応用」(2セッション)の6セッションを企画・実施した。さらに、ポスターセッションでは、実験、理論、評価、ベンチマーク、応用など、幅広い研究内容について発表が行われた。参加者総数は79名で、それぞれの口頭発表及びポスター発表では活発な質疑応答が行われた。本報告書は、本研究会における口頭発表14件、ポスター発表23件の論文をまとめている。

論文

Application of nuclear data to the decommissioning of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station

奥村 啓介; Riyana, E. S.

JAEA-Conf 2018-001, p.63 - 68, 2018/12

福島第一原子力発電所(1F)の廃炉は未踏の分野である。IRIDによってロボットによる格納容器(PCV)の内部調査が進められているが、PCV内部の実際の状況や燃料デブリの特性はまだ十分に解明されていない。このような状況下で、信頼性の高いデータを使った計算シミュレーションは、1F廃炉の多くの問題を解決する有効な手段となる。ここでは、JENDL-4.0のような近年の核データを利用した研究開発への応用例として、(1)PCVにおける線量率分布の予測、(2)PCV内の水中燃料デブリ探査のためのROVシステム、(3)燃料デブリキャニスター内の核燃料物質の非破壊測定、について紹介する。

論文

Dimension-reduced cross-section adjustment method based on minimum variance unbiased estimation

横山 賢治; 山本 章夫*; 北田 孝典*

Journal of Nuclear Science and Technology, 55(3), p.319 - 334, 2018/03

 被引用回数:1 パーセンタイル:38.14(Nuclear Science & Technology)

次元削減に関する技術を応用して炉定数調整法の新しい理論式を導出した。この新しい理論式を次元削減炉定数調整法(DRCA)として提案する。DRCAの導出は最小分散不偏推定(MVUE)に基づいており、正規分布の仮定を必要としない。DRCAの結果は、ユーザが定義する行列で指定する次元削減後の特徴空間に依存する。このため、DRCA1, DRCA2, DRCA3という3種類の次元削減炉定数調整法を提案する。数式による検討及び数値計算による検証を行ったところ、DRCA2は、現在広く使われている炉定数調整法と等価になることが分かった。更に、DRCA3は、以前の研究で提案した最小分散不偏推定に基づく炉定数調整法と等価になることが分かった。

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:8 パーセンタイル:4(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。

報告書

過去解析から短期予報まで任意の期間及び放出源情報に対する大気拡散計算結果を即座に提供可能な大気拡散データベース計算手法の開発(共同研究)

寺田 宏明; 都築 克紀; 門脇 正尚; 永井 晴康; 田中 孝典*

JAEA-Data/Code 2017-013, 31 Pages, 2018/01

JAEA-Data-Code-2017-013.pdf:9.52MB

原子力緊急時の様々な大気拡散予測のニーズに対応するとともに、事前の環境モニタリング等の事故対応計画の策定に有効な情報をデータベースとして整備することが可能な大気拡散計算手法の開発を行った。本手法では、放出源情報のうち放出点以外の放射性核種、放出率、及び放出期間を特定することなく拡散計算を実施してデータベース化しておき、放出源情報を与えた際にその条件に基づく予測結果を即座に得ることが可能である。この計算を気象解析・予報データの更新に合わせて定常的に実行し、過去から数日先までの連続的なデータベースを整備することで、過去解析から短期の将来予測まで任意の期間及び放出源情報に対する計算結果を即座に作成可能である。この機能は、過去の様々な気象条件に対する拡散解析結果の分析により、モニタリング計画の最適化等の事前計画の立案に利用できる。また、様々な仮想放出源情報を用いた拡散解析により、緊急時対策を検討する上で想定すべき事象の把握が可能である。さらに、本手法に基づきモニタリング結果から放出源情報を逆推定して放射性物質の時空間分布を再現することで、モニタリングの補完として活用可能である。

報告書

Proceedings of the 2016 Symposium on Nuclear Data; November 17-18, 2016, High Energy Accelerator Research Organization, Tsukuba, Ibaraki, Japan

佐波 俊哉*; 西尾 勝久; 萩原 雅之*; 岩瀬 広*; 国枝 賢; 中村 詔司

JAEA-Conf 2017-001, 222 Pages, 2018/01

JAEA-Conf-2017-001.pdf:30.89MB

2016年度核データ研究会は、2016年11月17-18日に、茨城県つくば市の高エネルギー加速器研究機構にて開催された。本研究会は、日本原子力学会核データ部会が主催、高エネルギー加速器研究機構、日本原子力研究開発機構原子力基礎工学研究センターと原子力学会北関東支部が共催した。今回、チュートリアルとして「加速器の進化」を、講演・議論のセッションとして「ImPACTプログラム 核変換による高レベル放射性廃棄物の大幅な減容・資源化の概要」、「核データ測定を行う施設と実験」、「核データの測定から応用まで」、「中性子核データの測定と基礎・利用研究の進展」の4件を企画し実施した。さらに、ポスターセッションでは、実験、評価、ベンチマーク、応用など、幅広い研究内容について発表が行われた。参加者総数は65名で、それぞれの口頭発表及びポスター発表では活発な質疑応答が行われた。本報告集は、本研究会における口頭発表10件、ポスター21件の論文をまとめている。

論文

Evaluation of neutron resonance parameters for Zr isotopes

市原 晃

JAEA-Conf 2017-001, p.103 - 108, 2018/01

核データ研究グループでは、中期計画として汎用評価済核データライブラリーJENDL-4.0改訂のための活動に取り組んでいる。ジルコニウム(Zr)は原子炉構造材として重要であり、燃料被覆管にはジルコニウム合金が使用されている。また、$$^{93}$$Zrは半減期が100万年を超える長寿命核分裂生成物である。原子力技術向上のため、信頼できるZr同位体の中性子核データは不可欠である。現在、JENDL-4.0評価後に公開された実験データを用いてZr同位体の共鳴パラメーターを再評価している。$$^{93}$$Zrに対しては、J-PARC/MLF/ANRRIの測定値との一致を改善するため、負の共鳴を削除した。天然のZr同位体の共鳴パラメーターについては、CERNのn-TOF施設の実験結果を参照して修正していく。

論文

FRENDY; A New nuclear date processing system being developed at JAEA

多田 健一; 長家 康展; 国枝 賢; 須山 賢也; 深堀 智生

EPJ Web of Conferences (Internet), 146, p.02028_1 - 02028_5, 2017/09

 パーセンタイル:100

原子力機構では、新たな核データ処理システムFENDY(FRom Evaluated Nuclear Data libralY to any application)の開発を開始した。本発表では、FRENDYの概要と同時にFRENDYを使用した連続エネルギーモンテカルロコードMVP, PHITS及びMCNP用の断面積作成とその妥当性検証結果について説明する。

論文

Research and development for accuracy improvement of neutron nuclear data on minor actinides

原田 秀郎; 岩本 修; 岩本 信之; 木村 敦; 寺田 和司; 中尾 太郎; 中村 詔司; 水山 一仁; 井頭 政之*; 片渕 竜也*; et al.

EPJ Web of Conferences (Internet), 146, p.11001_1 - 11001_6, 2017/09

 被引用回数:1 パーセンタイル:14.04

A nuclear data project entitled Research and development for Accuracy Improvement of neutron nuclear data on Minor ACtinides (AIMAC) is being performed in Japan. The objective of the project is to improve accuracy of neutron nuclear data for minor actinides and some fission products, which is required for developing innovative nuclear system transmuting these nuclei. Following research items have been conducted to achieve the objective: (1) Measurements of thermal neutron capture cross-sections by activation methods, (2) High-precision quantifications of shielded sample amounts used for TOF measurement, (3) Resonance parameter determinations at J-PARC/ANNRI and KURRI/LINAC, (4) Extension of capture cross sections to high energy neutrons at J-PARC/ANNRI, (5) High quality evaluation based on iterative communication with experimenters. The achievement of the project is presented.

論文

Improving nuclear data accuracy of $$^{241}$$ Am and $$^{237}$$ Np capture cross sections

$v{Z}$erovnik, G.*; Schillebeeckx, P.*; Cano-Ott, D.*; Jandel, M.*; 堀 順一*; 木村 敦; Rossbach, M.*; Letourneau, A.*; Noguere, G.*; Leconte, P.*; et al.

EPJ Web of Conferences (Internet), 146, p.11035_1 - 11035_4, 2017/09

 被引用回数:2 パーセンタイル:4.05

There is a serious gap between required accuracy and current accuracy on nuclear data for developing innovative nuclear reactor systems. To bridge this gap, an international joint activity entitled Improving Nuclear Data Accuracy of $$^{241}$$Am and $$^{237}$$Np capture cross sections (INDA) has being performed under WPEC. In this joint study, the forefront knowledge of energy dependent cross section measurements, spectrum averaged experiments, relevant nuclear structure data, and evaluations are intended to be integrated on the capture cross sections of $$^{241}$$Am and $$^{237}$$Np. From the joint study, it was shown that integration of knowledge from the independent specialities enables us not only to crosscheck between data obtained by different techniques but also to improve the measurement accuracy of each other.

論文

Analysis of energy resolution in the KURRI-LINAC pulsed neutron facility

佐野 忠史*; 堀 順一*; 高橋 佳之*; 八島 浩*; Lee, J.*; 原田 秀郎

EPJ Web of Conferences (Internet), 146, p.03031_1 - 03031_3, 2017/09

 被引用回数:1 パーセンタイル:14.04

We carried out Monte Carlo calculation to provide energy resolution of pulsed neutron beam for TOF measurements in the KURRI-LINAC pulsed neutron facility. The calculations were performed for moderated neutron flux at the energy range from 0.01 eV to 20 MeV. As the result, we obtained the energy resolutions ($$Delta$$E/E) in the epi-thermal region. For example, the energy resolutions were 1.0% in the neutron energy of 1.0 eV, 1.1% in 100.0 eV and 1.7% in 1.0 keV.

論文

High precision analysis of isotopic composition for samples used for nuclear cross-section measurements

芝原 雄司*; 堀 順一*; 高宮 幸一*; 藤井 俊行*; 福谷 哲*; 佐野 忠史*; 原田 秀郎

EPJ Web of Conferences (Internet), 146, p.03028_1 - 03028_4, 2017/09

 パーセンタイル:100

For the accuracy improvement of nuclear data of minor actinides and long-lived fission products in AIMAC project, high quality data of the isotopic composition of samples are indispensable. The objective of this research is to obtain the isotopic composition data of samples contributing to the analysis of nuclear cross-section measurement data by mass spectrometry etc. In this study, we analyzed the isotopic composition of two Am samples ($$^{241}$$ Am sample and $$^{243}$$ Am sample) mainly by the thermal ionization mass spectrometry (TIMS). In addition to the TIMS, Am samples were also analyzed by $$alpha$$-spectrometry. In the analysis by both methods, the impurities such as $$^{239}$$Pu, $$^{240}$$Pu, $$^{242}$$Cm and$$^{244}$$Cm were also observed. The results of these analyses are presented together with the developed high precision analytical method.

論文

福島の環境回復に向けた取り組み,2; 事故進展と放射性物質の放出・沈着分布の特徴

斎藤 公明; 永井 晴康; 木名瀬 栄; 武宮 博

日本原子力学会誌, 59(6), p.40 - 44, 2017/06

福島の環境回復に関してまとめた連載記事の一つである。福島第一原子力発電所事故の進展と放射線物質の放出・大気拡散・沈着過程の解明が、シミュレーションおよび環境測定データの解析により進められている。大規模環境調査により福島周辺における放射線環境の経時変化等の特徴が明らかになりつつあり、この知見に基づいて空間線量率の分布状況変化モデルが開発され将来予測に活用されてきた。事故後に測定された種々の環境測定データは集約され、データベースを通して簡単な解析ツールとともに継続的に公開されている。これら一連の取り組みについて概説している。

論文

Methods and approaches to provide feedback from nuclear and covariance data adjustment for improvement of nuclear data files

Palmiotti, G.*; Salvatores, M.*; 横山 賢治; 石川 眞

NEA/NSC/R(2016)6 (Internet), 42 Pages, 2017/05

For providing useful and physical feedback to nuclear data evaluators from cross section adjustment results, it is necessary to assess the reliability of the adjustment results. In addition, useless and unphysical systematic effects may occur in the cross section adjustments. In order to avoid the compensation effects and to point out systematic effects, several criteria with associated parameters/indices are recommended to be used. This document summarizes the methodology with the definitions of the parameters/indices. On the other hand, covariance data play an important role in the cross section adjustment. As one of contributions to the nuclear data evaluators, several comments or recommendations on the covariance data are described. To make the comments concrete and useful, the covariance data of the latest evaluated nuclear data libraries, JENDL-4.0 and ENDF/B-VII.1 are treated. The surveyed nuclides are five isotopes that are most important for fast reactor application. The two latest evaluated nuclear-data libraries supply excellent covariance data from the viewpoints of both quality and quantity. However, it is also true that the evaluation of the covariance data has not yet been matured or converged on the satisfactory level in their applications, therefore, the close communication on the evaluation of the covariance data is indispensable between the nuclear-data evaluators and users.

論文

Model verification and validation procedure for a neutronics design methodology of next generation fast reactors

大釜 和也; 池田 一三*; 石川 眞; 菅 太郎*; 丸山 修平; 横山 賢治; 杉野 和輝; 長家 康展; 大木 繁夫

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 10 Pages, 2017/04

Detailed model verification & validation (V&V) and uncertainty quantification (UQ) procedure for our deterministic neutronics design methodology including the nuclear library JENDL-4.0 for next generation fast reactors was put into shape based on a guideline for reliability assessment of simulations published in 2016 by the Atomic Energy Society of Japan. The verification process of the methodology was concretized to compare the results predicted by the methodology with those by a continuous-energy Monte Carlo code, MVP with their precise geometry models. Also, the validation process was materialized to compare the results by the methodology with a fast reactor experimental database developed by Japan Atomic Energy Agency. For the UQ of the results by the methodology, the total value of the uncertainty was classified into three factors: (1) Uncertainty due to analysis models, (2) Uncertainty due to nuclear data, and (3) Other uncertainty due to the differences between analysis models and real reactor conditions related to the reactor conditions such as fuel compositions, geometry and temperature. The procedure to evaluate the uncertainty due to analysis models and uncertainty due to nuclear data was established.

報告書

東京電力福島第一原子力発電所において採取された汚染水および瓦礫等の分析データ集

浅見 誠*; 高畠 容子; 明道 栄人; 飛田 剛志; 小林 究; 早川 美彩; 薄井 由香; 綿引 博美; 柴田 淳広; 野村 和則; et al.

JAEA-Data/Code 2017-001, 78 Pages, 2017/03

JAEA-Data-Code-2017-001.pdf:4.92MB
JAEA-Data-Code-2017-001-appendix(DVD-ROM).zip:818.06MB

東京電力ホールディングス(東京電力)福島第一原子力発電所において採取された汚染水(滞留水, 処理水)、汚染水処理二次廃棄物、瓦礫、土壌が分析され、放射性核種濃度等の分析データが報告されている。そこで、東京電力, 日本原子力研究開発機構, 国際廃炉研究開発機構により2016年3月末までに公開されたデータを収集し、データ集としてとりまとめた。また分析試料についての情報、分析により得られた放射性核種濃度等の値を表としてまとめるとともに、主な放射性核種濃度の時間変化を表す図を作成して収録した。電子情報として英訳と収録した分析データを提供する。

報告書

国際原子力情報システム(INIS)協議会の記録

国井 克彦; 板橋 慶造

JAEA-Review 2016-021, 130 Pages, 2016/10

JAEA-Review-2016-021.pdf:2.2MB

1970年、国際原子力機関(IAEA)のもと国際原子力情報システム(International Nuclear Information System: INIS)計画が開始された。これは、原子力科学技術の平和利用に資するため、参加する国や国際機関が各々の国や機関で作り出された文献情報をIAEAがデータベースとしてとりまとめ、世界に情報ネットワークを通じて発信する活動である。日本では国(当時の科学技術庁)からの依頼により、日本原子力研究所(現日本原子力研究開発機構)が日本のナショナルセンターとなり発足当初から今日までそれに参加してきたが、その国内活動は外部有識者からなる諮問委員会であった国際原子力情報システム協議会からの助言等に支えられ成し遂げられてきたといえる。本報告書は、その協議会の設置、規程また第1回(1970年10月)$$sim$$第34回(2005年3月)までの開催議事、委員の変遷、さらに各回の議事録をとりまとめたものである。

論文

Nuclear data activities at the n_TOF facility at CERN

Gunsing, F.*; 原田 秀郎; 木村 敦; n_TOF Collaboration*; 他141名*

European Physical Journal Plus, 131(10), p.371_1 - 371_13, 2016/10

 被引用回数:9 パーセンタイル:45.56(Physics, Multidisciplinary)

Nuclear data in general, and neutron-induced reaction cross sections in particular, are important for a wide variety of research fields. They play a key role in the safety and criticality assessment of nuclear technology, not only for existing power reactors but also for radiation dosimetry, medical applications, the transmutation of nuclear waste, accelerator-driven systems, fuel cycle investigations and future reactor systems as in Generation IV. Applications of nuclear data are also related to research fields as the study of nuclear level densities and stellar nucleosynthesis. Simulations and calculations of nuclear technology applications largely rely on evaluated nuclear data libraries. The evaluations in these libraries are based both on experimental data and theoretical models. CERN's neutron time-of-flight facility, n_TOF, has produced a considerable amount of experimental data since it has become fully operational with the start of the scientific measurement program in 2001. While for a long period a single measurement station (EAR1) located at 185 m from the neutron production target was available, the construction of a second beam line at 20 m (EAR2) in 2014 has substantially increased the measurement capabilities of the facility. An outline of the experimental nuclear data activities at n_TOF will be presented.

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