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Stochastic estimation of radionuclide composition in wastes generated at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station using Bayesian inference

杉山 大輔*; 中林 亮*; 田中 真悟*; 駒 義和; 高畠 容子

Journal of Nuclear Science and Technology, 58(4), p.493 - 506, 2021/04

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.02(Nuclear Science & Technology)

A modeling calculation methodology for estimating the radionuclide composition in the wastes generated at the Fukushima Daiichi nuclear power station has been upgraded by introducing an approach using Bayesian inference. The developed stochastic method describes the credible interval of the regression curve for the log-normal distribution of the measured transport ratio, which is used to calibrate the radionuclide transport parameters included in the modeling calculation. Consequently, the method can predict the robability distribution of the radionuclide composition in the Fukushima Daiichi wastes. The notable feature of the developed method is that it can explicitly investigate the improvement in the accuracy and confidence (degree of belief) of the estimation of the waste inventory using Bayesian inference. Specifically, the developed method can update and improve the degree of belief of the estimation of the radionuclide composition by visualizing the reduction in the width of uncertainty in the radionuclide transport parameters in the modeling calculation in accordance with the accumulation of analytically measured data. Further investigation is expected to improve the credibility of waste inventory estimation through iteration between modeling calculations and analytical measurements and to reduce excessive conservativeness in the estimated waste inventory dataset.


PASCAL信頼性向上ワーキンググループ活動報告; 平成28及び29年度

Li, Y.; 廣田 貴俊*; 板橋 遊*; 山本 真人*; 関東 康祐*; 鈴木 雅秀*; 宮本 裕平*

JAEA-Review 2020-011, 130 Pages, 2020/09


日本原子力研究開発機構(以下「原子力機構」という。)では、原子炉圧力容器(Reactor Pressure Vessel、以下「RPV」という。)の構造健全性評価手法の高度化を目的として、加圧熱衝撃等の過渡事象が発生した場合のRPVの破損確率や破損頻度を評価する確率論的破壊力学解析コードPASCALを開発し、最新知見に基づきその機能の高度化を進めてきた。RPVの構造健全性評価において確率論的手法の活用が期待される中で、RPVの健全性評価に係る取組みを促進するためには、複数の機関によりPASCALの機能確認を実施し、その確認過程や確認結果を取りまとめておくことにより、コードの信頼性を向上させることが不可欠である。こうした背景を踏まえ、原子力機構では開発機関以外の当該分野に関する専門家の下で、本コードの信頼性を向上させることを目的として、PASCAL信頼性向上ワーキンググループを設立し、PASCALのソースコードレベルの確認を含む機能確認を行ってきた。本報は、PASCAL信頼性向上ワーキンググループの平成28及び29年度における活動内容及び活動結果についてまとめたものである。


Recent verification activities on probabilistic fracture mechanics analysis code PASCAL4 for reactor pressure vessel

Lu, K.; 勝山 仁哉; Li, Y.; 宮本 裕平*; 廣田 貴俊*; 板橋 遊*; 永井 政貴*; 鈴木 雅秀*; 関東 康祐*

Mechanical Engineering Journal (Internet), 7(3), p.19-00573_1 - 19-00573_14, 2020/06

Probabilistic fracture mechanics (PFM) is considered a promising methodology in assessing the integrity of structural components in nuclear power plants because it can rationally represent the influence parameters in their probabilistic distributions without over-conservativeness. In Japan, Japan Atomic Energy Agency has developed a PFM analysis code PASCAL4 (PFM Analysis of Structural Components in Aging LWRs Version 4) which enables the probabilistic integrity assessment of reactor pressure vessels (RPVs) considering neutron irradiation embrittlement and pressurized thermal shock events. Several efforts have been made to verify PASCAL4 to ensure that this code can provide reliable analysis results. In particular, a Japanese working group, which consists of different participants from the industry and from universities and institutes, has been established to conduct the verification studies. This paper summarizes verification activities of the working group in the past two years. Based on those verification activities, the reliability and applicability of PASCAL4 for structural integrity assessments of Japanese RPVs have been confirmed with great confidence.


Genetic survey of indigenous microbial eukaryotic communities, mainly fungi, in sedimentary rock matrices of deep terrestrial subsurface

齋藤 禎一*; 平野 伸一*; 長岡 亨*; 天野 由記

Ecological Genetics and Genomics, 12, p.100042_1 - 100042_9, 2019/10

培養に依存しない分子生物学的手法によって、さまざまな環境中の微生物群集組成について分析が可能となった。これらの手法により、嫌気的で太陽光の存在しない、高温・高圧の極限環境からも多くの未培養原核生物が検出されている。近年、深海環境においても真核生物が検出されており、その結果真核生物が従来考えられてきたよりも広範囲にわたって生息可能であることが示された。本研究では、幌延深地層研究センターの地下施設深度250mの環境において、分子生物学的手法を用いた真核生物に関する研究を行った。その結果、幌延の深部堆積岩環境において、菌類が真核生物群集の優占種であることが示された。また、岩石試料中からZygomycete, Basidiomycete, Ascomyceteのような様々な種の菌類が検出された。本研究は、深部堆積岩地下環境における真核生物の多様性に関する研究として世界初の成果である。


Development of calculation methodology for estimation of radionuclide composition in wastes generated at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station

杉山 大輔*; 中林 亮*; 駒 義和; 高畠 容子; 塚本 政樹*

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(9-10), p.881 - 890, 2019/09

 被引用回数:3 パーセンタイル:58.77(Nuclear Science & Technology)

A calculation methodology for estimating the radionuclide composition in the wastes generated at the F1NPS has been developed by constructing a skeleton overview of the distribution of radionuclides considering the material balance in the system and calculation flowcharts of the transportation of radionuclides into the wastes. The wastes have a distinctive feature that their level of contamination includes considerable uncertainties. The developed method can explicitly specify the intrinsic uncertainties as a band to be included in the estimated radionuclide composition and can quantitatively describe the uncertainties by calibration using data on actual waste samples. Further studies to improve the quality of the calculation method, and acquiring a quantitative understanding of the spatial distribution of radionuclides inside the reactor building are suggested to be important steps toward reasonable and sustainable waste management as an integral part of the decommissioning.


Verification of detailed core-bowing analysis code ARKAS_cellule with IAEA benchmark problems

太田 宏一*; 大釜 和也; 山野 秀将

Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference / Light Water Reactor Fuel Performance Conference (Global/Top Fuel 2019) (USB Flash Drive), p.30 - 39, 2019/09

A detailed core-bowing analysis code, ARKAS_cellule, has been developed. The detailed shell model applied to ARKAS_cellule was verified with a conventional beam model for the IAEA benchmark problems. As a result, ARKAS_cellule was properly verified for the thermal bowing analysis of the core. In addition, it was confirmed that ARKAS_cellule simulates the change in duct stiffness with the contact conditions.


Degassing behavior of noble gases from groundwater during groundwater sampling

中田 弘太郎*; 長谷川 琢磨*; Solomon, D. K.*; 宮川 和也; 富岡 祐一*; 太田 朋子*; 松本 拓也*; 濱 克宏; 岩月 輝希; 小野 昌彦*; et al.

Applied Geochemistry, 104, p.60 - 70, 2019/05

 被引用回数:2 パーセンタイル:28.45(Geochemistry & Geophysics)

地下水に溶存している希ガス(He, Ne, Ar, Kr, Xe)は、地下水の起源や滞留時間、涵養温度などの推定に使われる。地下水に溶存しているガスを全て定量することが望ましいが、一方で、地下水の採取に伴う溶存ガスの脱ガスを避けることは難しい。本研究は、地下水の採取に伴う溶存希ガスの脱ガス挙動について調べ、その補正方法を提案するものである。地下施設及び深層ボーリングから地下水試料を採取し、原位置の圧力を維持した状態で採取した試料と、圧力を低下させて脱ガスさせた試料との比較を行った。その結果、溶存ガス圧が低い試料(約4.6気圧以下)については、大気圧下で脱ガスさせた場合、気液平衡が成り立つことが分かった。一方で、溶存ガス圧が高い試料(約32気圧)については、気液平衡が成り立たないことが分かった。気液平衡が成り立つ試料については、脱ガスの影響を補正することが可能であるが、気液平衡が成り立たない試料については、補正が困難であり、さらなる検討が必要である。


A Design study on a mixed oxide fuel sodium-cooled fast reactor core partially loading highly concentrated MA-containing metal fuel

大釜 和也; 太田 宏一*; 大木 繁夫; 飯塚 政利*

Proceedings of 2019 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2019) (Internet), 9 Pages, 2019/05

A neutronics design study for a mixed oxide (MOX) fuel Sodium-cooled Fast Reactor (SFR) core partially loading highly concentrated Minor Actinide (MA) containing fuel was conducted. To analyze preferable loading positions of highly concentrated MA-containing metal fuel, the characteristics of heterogeneous MA loading cores were evaluated assuming the amount of MA loaded to heterogeneous cores were same as that of a reference homogeneous 3% MAcontaining MOX fuel core. The cores loading MA-containing metal fuel could meet the design limitation of the sodium void reactivity of the SFR except for the one loading MA-containing metal fuel in the core center region. Based on these results, the core design was modified to maximize amount of MA transmutation. The modified core loading 60 subassemblies of 16% MA-containing metal fuel in the outermost region could attain the largest amount of MA transmutation, which was larger by about 60% than that of the reference homogeneous MOX fuel core.


Evaluation of the excavation disturbed zone of sedimentary rock in the Horonobe Underground Research Laboratory

窪田 健二*; 青柳 和平; 杉田 裕

Proceedings of 2019 Rock Dynamics Summit in Okinawa (USB Flash Drive), p.729 - 733, 2019/05



幌延深地層研究施設における掘削影響領域の評価,1; 深度140mを対象とした試験(共同研究)

杉田 裕; 青柳 和平; 窪田 健二*; 中田 英二*; 大山 隆弘*

JAEA-Research 2018-002, 72 Pages, 2018/06


放射性廃棄物を地層処分する地下深部において立坑や坑道を掘削する場合、掘削時の応力再配分により立坑や坑道の周囲に掘削影響領域が発生する。掘削影響領域における岩盤特性の変化は、放射性核種の移行挙動にも影響すると考えられることから、その領域や経時変化の把握が重要となっている。そこで、掘削影響領域の長期挙動の評価を目的として、日本原子力研究開発機構が進めている幌延深地層研究計画において、深度140mの調査坑道を対象とした原位置試験を、電力中央研究所との共同研究の一部として実施してきている。本共同研究では、坑道壁面の観察やボーリング孔を利用した各種調査(地質調査, 弾性波トモグラフィ, 比抵抗トモグラフィ, 透水試験, 水分量計測, 孔内載荷試験, 内空変位計測等)の結果を総合的に評価することにより、掘削影響領域の範囲や掘削影響領域において生じた物理変化の要因、およびその経時変化を把握した。また、掘削影響領域の評価に適用した調査法で取得された計測データを分析することにより、掘削影響領域の経時変化に係る長期データの取得に向けた課題を明らかにした。


Evaluation of $$delta^{2}$$H and $$delta^{18}$$O of water in pores extracted by compression method; Effects of closed pores and comparison to direct vapor equilibration and laser spectrometry method

中田 弘太郎*; 長谷川 琢磨*; 大山 隆弘*; 宮川 和也

Journal of Hydrology, 561, p.547 - 556, 2018/06

 被引用回数:1 パーセンタイル:10.93(Engineering, Civil)



水平坑道掘削に伴う掘削影響領域の調査; 幌延深地層研究施設における検討

窪田 健二*; 青柳 和平; 杉田 裕

公益社団法人物理探査学会第138回(平成30年度春季)学術講演会講演論文集, p.51 - 54, 2018/05

高レベル放射性廃棄物の地層処分場建設に際しては、坑道掘削に伴う応力再配分により掘削影響領域が発生する。この領域は、廃棄体埋設後の核種の選択的な移行経路になることが想定されるため、掘削時および掘削後の挙動の理解が重要となる。本研究では、幌延深地層研究センターの深度140mおよび250mの調査坑道において実施した原位置試験結果について述べる。各深度の調査坑道における試験結果を比較したところ、掘削により割れ目が発達していた領域は、140m調査坑道で壁面から0.45m, 250m調査坑道で壁面から1.0mであった。一方、不飽和領域の発達は、140m調査坑道で壁面から1.0mであったのに対し、250m調査坑道ではほとんど発生していなかった。


An Evaluation of the long-term stagnancy of porewater in the neogene sedimentary rocks in northern Japan

中田 弘太郎*; 長谷川 琢磨*; 大山 隆弘*; 石井 英一; 宮川 和也; 笹本 広

Geofluids, 2018, p.7823195_1 - 7823195_21, 2018/01

 被引用回数:3 パーセンタイル:40.83(Geochemistry & Geophysics)



Characterization study of four candidate technologies for nuclear material quantification in fuel debris at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station

長谷 竹晃; 米田 政夫; 芝 知宙; 名内 泰志*; 前田 亮; 相楽 洋*; 小菅 義広*; 呉田 昌俊; 富川 裕文; 奥村 啓介; et al.

Energy Procedia, 131, p.258 - 263, 2017/12

 被引用回数:3 パーセンタイル:92.27

This paper provides an interim report for characterization study of four candidate technologies for nuclear material quantification in fuel debris at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (1F). The severe loss-of-coolant accidents of 1F produced fuel debris in the reactor cores of Units 1-3. Because the fuel debris would contain unknown amounts of minor actinides, fission products and neutron absorbers and the mixing rate of them would vary significantly, accurate quantification of nuclear material in fuel debris would be difficult by applying a single measurement technology. Therefore, we consider that an integrated measurement system that combines several measurement technologies would be required to complement the weakness of each technology. For consideration of an integrated measurement system, we conducted a characterization study for each technology. In order to compare the results of applicability evaluation of each technology, common set of simulation models for fuel debris and canister were developed. These models were used for the applicability evaluation of each technology. Then, the comparative evaluation of the result of applicability evaluation among four technologies was conducted.


Verification of probabilistic fracture mechanics analysis code PASCAL

Li, Y.; 勝又 源七郎*; 眞崎 浩一*; 林 翔太郎*; 板橋 遊*; 永井 政貴*; 鈴木 雅秀*; 関東 康祐*

Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 10 Pages, 2017/07



幌延深地層研究施設における掘削影響領域の評価; 深度250mを対象とした試験(共同研究)

青柳 和平; 窪田 健二*; 中田 英二*; 末永 弘*; 野原 慎太郎*

JAEA-Research 2017-004, 91 Pages, 2017/06




Design study of a 750 MWe Japan sodium-cooled fast reactor with metal fuel

大釜 和也; 太田 宏一*; 生澤 佳久; 大木 繁夫; 尾形 孝成*

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 6 Pages, 2017/04

Under the collaborative research of Central Research Institute of Electric Power Industry (CRIEPI) and Japan Atomic Energy Agency (JAEA), the metal fuel core concept has been studied. In this study, a 750 MWe sodium-cooled fast reactor (SFR) with metal fuel designed in a past/precedent study was reevaluated considering the irradiation behaviors of metal fuel such as axial elongation and bond-sodium redistribution, which have significant impacts on the core characteristics such as the multiplication factor and sodium void reactivity worth. The result of reanalysis indicated that the sodium void reactivity worth of the core became higher than that evaluated in the past study, so the redesign of the core was performed to improve the sodium void reactivity worth. To redesign the core, correlations of the sodium void reactivity worth and the dimension of the core and fuel subassemblies was investigated by survey calculations. Based on the results, specifications of the redesigned core were selected. The characteristics of the redesign core were evaluated. To verify the deterministic calculation results, the core characteristics of the redesign core were compared with those by a contentious-energy Monte Carlo simulation with precise geometry modeling, which can provide reference solutions. The both calculations agreed well, and the improvements of core characteristics of the redesign core were verified.


PASCAL信頼性向上ワーキンググループ活動報告; 平成27年度

Li, Y.; 林 翔太郎*; 板橋 遊*; 永井 政貴*; 関東 康祐*; 鈴木 雅秀*; 眞崎 浩一*

JAEA-Review 2017-005, 80 Pages, 2017/03





宮川 和也; 玉村 修司*; 中田 弘太郎*; 長谷川 琢磨*

JAEA-Data/Code 2016-021, 60 Pages, 2017/03




Cross-checking groundwater age by $$^{4}$$He and $$^{14}$$C dating in a granite, Tono area, central Japan

長谷川 琢磨*; 中田 弘太郎*; 富岡 祐一*; 後藤 和幸*; 柏谷 公希*; 濱 克宏; 岩月 輝希; 國丸 貴紀*; 武田 匡樹

Geochimica et Cosmochimica Acta, 192, p.166 - 185, 2016/11

 被引用回数:5 パーセンタイル:30.24(Geochemistry & Geophysics)


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