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阿部 雄太; 土川 雄介; 甲斐 哲也; 松本 吉弘*; Parker, J. D.*; 篠原 武尚; 大石 佑治*; 加美山 隆*; 永江 勇二; 佐藤 一憲
JPS Conference Proceedings (Internet), 33, p.011075_1 - 011075_6, 2021/03
Since the hardness of fuel debris containing boride from B
C pellet in control rod is estimated to be two times higher as that of oxide, such as UO
and ZrO, distribution of such boride in the fuel debris formed in the Fukushima-Daiichi Nuclear Power Plants may affect the process of debris cutting and removal. The high neutron absorption of boron may affect the possibility of re-criticality during the process of debris removal. Therefore, boride distribution in fuel debris is regarded as an important issue to be addressed. However, boron tends to have difficult in quantification with conventionally applied methods like EPMA and XPS. In this study, accelerator-driven neutron-imaging system was applied. Since boron is the material for neutron absorption, its sensitivity in terms of neutron penetration through specimens is concerned. To adjust neutron attenuation of a specimen to suit a particular measurement by selecting the neutron energy range, we focused on the energy resolved neutron imaging system RADEN, which utilizes wide energy range from meV to keV. Development of a method to visualize boron distribution using energy-resolved neutrons has been started. In this presentation the authors show the status of the development of a method utilizing energy-resolved neutrons and provide some outcome from its application to the Core Material Melting and Relocation (CMMR)-0 and -2 specimens.
阿部 雄太; 土川 雄介; 甲斐 哲也; 松本 吉弘*; Parker, J. D.*; 篠原 武尚; 大石 佑治*; 加美山 隆*; 永江 勇二; 佐藤 一憲
Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 6 Pages, 2020/08
Boron carbide is used as a neutron-absorbing material in Fukushima-Daiichi Nuclear Power Station (1F), producing borides that are twice as hard as oxides (such as UO and ZrO). The high neutron absorption of boron affects the evaluation of re-criticality during the process of debris retrieval. Therefore, it is important not only to determine the presence of boron but also to investigate the distribution of boron inside the material in a non-destructive manner during decommissioning. To address the uncertainties in the core material relocation behavior of boiling water reactor (BWR) during a severe accident (SA), solidified melt specimens of a simulated fuel assembly were prepared by plasma heating. If core material melting and relocation (CMMR) specimens can be used to estimate the B distribution in 1F Unit-3, that will provide valuable information in the decommissioning of 1F. To address this, the authors focused on the energy-resolved neutron imaging system, RADEN, which utilizes a wide energy range, from meV to keV. This is an innovative three-dimensional analysis technology for boride distribution that affects the evaluation of hardness and re-criticality. In the calibration standard samples (Zr
B
and FeB), there was a good correlation between boron concentration and the energy-dependence of the cross sections of cold and epi-thermal neutrons. In the CMMR specimens, boron distribution was confirmed from the contrast difference between cold and epi-thermal neutrons. In the future, the results of calibration standard samples will be applied to the results of CMMR specimens. With this method, three-dimensional boron distribution will be measured, and the understanding of boride distribution 1F Unit-3 will be improved, which may be reflected in an improved SA code.
宮部 あづさ*; 小山 拓*; 西尾 悠平*; 鈴木 裕士; 兼松 学*
コンクリート構造物の補修,補強,アップグレード論文報告集(CD-ROM), 19, p.59 - 64, 2019/10
本研究では、加熱後の再養生による鉄筋コンクリート(RC)の付着強度の回復メカニズムを解明するため、加熱履歴を600
C、再養生期間を0, 3, 7日とした冷間引抜試験および化学分析を行った。さらに、試験体内部を中性子トモグラフィーで可視化した。実験結果として、600Cで加熱したRCの付着強度は再養生3日後には回復した。再水和したコンクリート中では、水酸化カルシウムが増加した一方でCSが減少する傾向が見られた。また、加熱後に比べ再養生後は中性子線の透過率が低く、再水和により水和物が生成された可能性が示唆された。
呉田 昌俊
可視化情報学会誌, 24(Suppl.1), p.265 - 268, 2004/07
稠密バンドル流路内を流れる沸騰流のボイド率を、中性子トモグラフィ技術で3次元分布を計測、高速度撮像中性子ラジオグラフィ技術で瞬時値分布を計測し、同一流動条件を多角的に可視化観察することで特徴的な現象を抽出した。この2技術をセット("3D"+"2D+Time")で使用した本実験で、以下の点が新たにわかった:(A)時間平均空間分布から高ボイド率スポットが最上流部の狭間隙部で観察された。一方、瞬時値の時系列観察では、正味の沸騰開始点は統計的に広く分布しており、定常的な高ボイド率スポットは認識できなかった。(B)時間平均空間分布から"Vapor Chimney"現象が観察された。この現象を、瞬時値の動画表示で連続性に注視して観察すると、三角形状の流路部に連続した蒸気通路が形成されているとは限らず、広い条件範囲で蒸気泡・スラグが群を成して間欠的に流れていることがわかった。
呉田 昌俊
噴流工学, 20(2), p.24 - 31, 2003/07
中性子ラジオグラフィ技術とコンピュータ断層撮影技術(CT)、そして二相流計測法を融合して原研が独自に開発した中性子トモグラフィ熱流動計測技術に関して解説した。本技術は、低減速軽水炉の燃料集合体内の蒸気割合を3次元で計測し、詳細熱流動解析コードの検証用データを整備することを目的として開発した技術である。本技術は、中性子線が水の中で減衰しやすい特性に着目した技術で、中性子ラジオグラフィ技術をベースとすることで、金属製の複雑な流路内の水の空間分布を流れを乱すことなく高精度(空間分解能が0.1mm)で計測できる。本稿では、原研が開発した中性子トモグラフィシステム,中性子ラジオグラフィ像を用いて2種類の断面再構成計算法を比較した結果、そして稠密バンドル流路内を流れる空気/水二相流と沸騰流の気相割合を計測した例を記した。
阿部 雄太; 甲斐 哲也; 土川 雄介; 松本 吉弘*; Parker, J. D.*; 篠原 武尚; 加美山 隆*; 大石 佑治*; 永江 勇二; 佐藤 一憲
no journal, ,
福島第一原子力発電所事故(1F)における炉内状況の把握に重要な要素として、粒子状の炭化ホウ素を内包した制御棒ブレードの炉心溶融時の振舞いが挙げられる。BWR炉心溶融時の挙動解明に資する目的で行われたCMMR試験(基本構成要素を模擬した模擬燃料集合体による破損試験)では、1F2号機の温度履歴を模擬し、超高温(最高温度部分で2,300C内外)まで加熱・保持した条件においても、試験体の一部にはホウ素含有物が存在することが確認されており、1Fの燃料デブリにもある程度のホウ素が含まれている可能性がある。炉内のホウ素含有物の分布は、燃料デブリの臨界性評価や取出し時の超高硬度物質への対処等の観点から重要課題であり、前記したCMMR試験体のホウ素含有物分布を精度良く測定することができれば、1F2号機等の推定精度を高めることに繋がる。本講演では、J-PARCのエネルギー分析型中性子イメージング装置(RADEN)で撮像した、CMMR試験体のホウ素含有物分布結果を紹介する。
酒井 一泉*; 緒方 塁*; 木村 信治*; 松本 吉弘*; 栗田 圭輔
no journal, ,
軸受トルク特性を決定する軸受内グリースの流動性を可視化するために、中性子イメージング技術を適用した。本研究では、増粘剤の異なる2種類のリチウム(Li)グリースを使用した。Li複合増粘剤のグリースは、省エネ性能に関連する軸受トルクを低下させることに優れていた。軸受回転後、軸受内に分布するグリースの中性子ラジオグラフィーとCT(コンピュータ断層撮影)測定を実施した。Li complex greaseのベアリングボールへの付着は極めて限定的であり、グリースの大部分はボール間のケージ表面に留まった。また、グリースが流れる瞬間をとらえるために、軸受の回転を伴う中性子ラジオグラフィーを実施した。軸受の回転を伴う中性子ラジオグラフィー観察の結果、もう一方のグリースは、軸受の回転開始時からではなく、徐々に流れていくことがわかった。これらの結果をもとに、潤滑機構を提案する予定である。
酒井 一泉*; 緒方 塁*; 山田 周平*; 木村 信治*; 松本 吉弘*; 栗田 圭輔
no journal, ,
グリース潤滑の転動体軸受は、モーターの軸回転に広く使用されている。液体潤滑剤とは異なり、ベアリング内の半固体グリースの流動性はベアリングの性能に重要な役割を果たす。流動性は、チャネリング状態や撹拌状態としてよく説明される。この状態はよく知られているが、ベアリングの外側からは見ることができない。そのため、軸受内部のグリースを可視化することはグリースの流動性を把握する上で有益であるが、軸受内部を非破壊で観察する方法は限られている。本研究では、中性子イメージング技術を応用して、ボールベアリング内部のグリースの流動性を非破壊観察した。この技術は、中性子が重元素を通過し、軽元素と相互作用する特性に基づいている。言い換えれば、中性子は、重元素を含むベアリングの内部にある軽元素を含む潤滑剤を識別することができる。
清原 圭太*; 村川 英樹*; 杉本 勝美*; 久保 洋平*; 栗田 圭輔; 飯倉 寛; 浅野 等*
no journal, ,
ミニチャネル・直交流路気化器内の沸騰二相流を、中性子ラジオグラフィと外壁を透明壁に置き換える方法の2つの方法で可視化した。
