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大場 正規
no journal, ,
Gd
O
、TiO、ZrOのデータから加工で得た462種類の学習データをPCAにより次元削減を行った。学習後、実試料のデータ62種類をテストデータとして元素の含有比を解析した。前回同様、実試料の真値と解析値の校正曲線を作成し、含有比を解析する。今回用いたニューラルネットワークは、入力層-中間層(2層)-出力層という構成で、中間層は各100ノード2層用いた。学習データのPCAの結果、7944次元(ピクセル)の学習データを5次元に大幅に削減することができた。これを用いて学習させ、テストデータを解析した結果、真値との差およそ
10%で、前回とほぼ同様な値であった。
上澤 伸一郎; 小野 綾子; 山下 晋; 吉田 啓之
no journal, ,
多孔質体と考えられている、東京電力福島第一原子力発電所のPCV内燃料デブリの熱挙動を推定するため、JUPITERを用いた空冷時における燃料デブリ熱挙動解析手法の開発を進めている。前報までは、多孔質体モデルを追加したJUPITERの妥当性確認や東京電力福島第一原子力発電所2号機PCV内の予備解析結果について報告した。本報では、多孔質体モデルにおける有効熱伝導率モデルの違いがPCV内熱挙動へ与える影響について報告する。本解析結果から、モデルの違いにより燃料デブリの温度や流速分布が異なり、燃料デブリの除熱量が大きく異なることが確認された。このことから、PCV内の熱挙動を推定するためには、燃料デブリ等の多孔質体としての内部構造の把握と、それに応じたモデルの適切な選択が必要である。
前田 亮; 米田 政夫; 藤 暢輔
no journal, ,
福島第一原子力発電所の廃炉において原子炉格納容器から取り出した物には、核燃料を含む燃料デブリだけでなく炉内構造物等も含まれているため、全てを燃料デブリとして扱うことは必ずしも合理的でない。このため、原子炉から取り出した物の核物質量に応じた仕分けと、そのための非破壊計測技術開発が国際廃炉研究開発機構(IRID)補助事業で検討されている。また、昨今の世界情勢を受けて核セキュリティ分野において、隠匿された核物質検知技術の重要性が増してきている。様々な組成を有する燃料デブリや隠匿核物質の非破壊計測では、透過率が高く、核物質に特有の核分裂を引き起こす中性子を利用した手法が最も適用可能性が高い。しかし、これらには中性子吸収材が含まれている可能性が有り、既存の中性子を利用した非破壊計測技術の単独での適用は困難である。我々のグループでは中性子吸収材の影響を受けない非破壊核物質計測法の開発を進めている。本講演では、これまでに開発してきた高速核分裂中性子同時計数法(FFCC)による非破壊核物質計測装置の概念設計に関する報告を行う。
核種分析,11; 酸浸漬による微粒子及び核種の溶解挙動蓬田 匠; 森井 志織; 岡 壽崇; 駒 義和; 北辻 章浩
no journal, ,
滞留水固形分の核種は主に鉄粒子やU粒子として存在している。酸溶液を用いた浸漬により鉄粒子を選択的に溶解し、これらの粒子中の核種の存在割合を調べることを試みた。固形分中のウランの多くは、他の核種と同様に鉄粒子上に存在し、U粒子としての存在割合は5%以下であると推察される。
核種分析,7; 1号機原子炉建屋等滞留水のU、Npの分析森井 志織; 大内 和希; 蓬田 匠; 岡 壽崇; 北辻 章浩; 駒 義和; 今野 勝弘*
no journal, ,
福島第一原子力発電所の滞留水中の固形分に含まれる核種の存在形態調査として、1号機原子炉建屋等の滞留水をフィルタ分画し、そのU及びNp濃度をICP-MSで調べた。これらの元素の大部分は、2、3号機と同様に孔径10
m以上の大きな分画試料に存在するが、滞留水の採取場所によっては0.1m以下の微細粒子もしくはイオン状で含まれる場合もあることが分かった。
核種分析,9; 核種を含有する微粒子の分析蓬田 匠; 大内 和希; 森井 志織; 岡 壽崇; 北辻 章浩; 駒 義和; 今野 勝弘*
no journal, ,
1号機滞留水中の固形分の粒子状物質の中から、核種を含有する微粒子を検出し分析した。粒径サブmから数mサイズのUを含む微粒子を検出したところ、Uを主成分とする微粒子と、Uよりも燃料被覆管由来のZrの含有割合が高い微粒子が観測された。また、粒径10mから数百m程度のFe粒子への核種の分布も確認でき、その存在形態は2号機および3号機のトーラス室滞留水の核種含有粒子と類似していた。
山田 進; 町田 昌彦
no journal, ,
現在、福島第一原子力発電所で実施されている廃炉作業を安全かつ効率的に行うため、放射線源の分布情報を取得することが求められている。このため、発表者らはLASSOを用いて観測した空間線量から放射線源を推定する方法を提案してきたが、この方法では、線源から観測点までの減衰率(寄与率)が必要となる。発表者らは直達する放射線のみに注目し、寄与率を計算する方法を提案してきた。この方法では3元連立一次方程式を計算する必要があり、解くべき方程式の個数はモデルのサイズに対して2乗で増加するため、大きいモデルでは多くの計算時間と必要とする。そのため、実際の現場での線源推定を実現するためには、高速化が求められていた。発表者らは、この3元連立一次方程式を高速に計算するためのGPU向けアルゴリズムを開発し、実際の現場を模擬したモデルに対してその有効性を評価し、CPUで計算した場合と比較し、数倍高速に計算できることを確認した。
遠藤 遼*; 秋山 大輔*; 蓬田 匠; 岡本 芳浩; 谷田 肇; 桐島 陽*
no journal, ,
福島第一原子力発電所事故では燃料が溶融し、原子炉構造材と反応して燃料デブリが発生した。デブリは多数の元素や複数の結晶相で構成されると考えられるため、デブリの組成分析には様々な結晶相に対する固相分析の知見の蓄積が必要になる。本研究では、溶融した核燃料(UO)と被覆管成分の酸化物(ZrO)が反応した結果、炉内で生成していると推測される(U,Zr)O固溶体に着目した。まず、X線回折法でバルク領域の主要な結晶相を判別した。その後、ミクロ領域の元素分布を走査型電子顕微鏡-エネルギー分散型X線分光法で調べ、同じ観察部位を顕微ラマン分光法で分析することによってミクロ領域の結晶相を調べた。さらに、-XRD、-XRF、-XAFSによるミクロ領域の局所元素・原子価分析を行った。XANESスペクトルからUの原子価を導出し、結晶相を判別できるかについて検討した。複数の分光分析を併用し、多角的に化学状態を把握するための技術開発が本研究の目的である。
北山 佳治; 野上 光博*; 人見 啓太朗*
no journal, ,
空間に無作為に配置した複数の遮蔽体によって、測定環境のガンマ線フラックス場を局所的に変調し、その三次元的なフラックス強度パターンからガンマ線源分布を推定する、新しいガンマ線イメージング手法を開発している。これまで、本手法を利用したガンマカメラであるC3Gを製作し、単一線源を用いたイメージング実験を実施してきた。本研究では、線・面状分布を持ったガンマ線源に対してのイメージングについてシミュレーションによる評価を行った。長さ2m, 4m, 6mの線状線源、また一片の長さが2m, 4m, 6mの正方形線源を3m先に置いた状況を仮定した。
Cs (662keV)と
Co (122keV)の二核種をターゲットとした。その結果、分布線源の形状に応じたイメージング結果が得られることを確認した。また、ガンマ線のエネルギーによってイメージング精度に差が出ることも分かった。
野上 光博*; 北山 佳治; 人見 啓太朗*; 田村 雄介*; 金子 慎一郎*; 高田 英治*; 鳥居 建男*
no journal, ,
ガンマ線源分布を調査するための指向性検出器の開発に取り組んでいる。ロボットに搭載することを前提に開発を行っているため、重量やサイズに制限がある中で、シンチレータとガンマ線遮蔽体として鉛アンチモンを採用した多面体型指向性検出器を製作し、その評価を実施している。本発表では、それらの詳細についての報告を行う。
核種分析,8; Pu, Amのスラッジへの移行挙動二田 郁子; 比内 浩; 北脇 慎一; 駒 義和
no journal, ,
福島第一原子力発電所では、原子炉建屋等の地下に汚染した水が滞留しており、核種が検出されている。核種の存在状態を把握することを目的に、1
3号機原子炉建屋、及び、それらの滞留水が集約されるプロセス主建屋、高温焼却炉建屋にて採取された、固形分(スラッジ)を含む滞留水の分析を行った。滞留水を孔径10、1、0.1、0.02mのフィルタで順にろ過し、各分画についてPu、Amの分析を実施した。いずれの滞留水においても、スラッジのほとんどが10mフィルタで回収された。放射能分析から、Pu、Amについても99%以上が同フィルタ回収物から検出された。また、元素分析から、スラッジの主成分はFeであり、滞留水中のPuやAmは、建屋によらず、大部分がFeの粒子と存在することがわかった。PuやAmは、共沈や吸着により鉄化合物に収着し、スラッジへ移行していると考えられる。
Sr/Yその場検知法の開発寺阪 祐太; 佐藤 優樹; 古田 禄大*; 久保 信*
no journal, ,
コアが液体の光ファイバである液体ライトガイドと飛行時間分析回路を組み合わせた放射線位置検出器について、チェレンコフ放射角度に走行荷電粒子エネルギー依存性が存在することを利用して高ガンマ線バックグラウンド下において純
核種であるSr/Yを「その場で」検知する手法を開発した。
at temperature range 170 - 290 
CLuu, V. N.; 中島 邦久
no journal, ,
A recent field survey revealed extremely high radioactivity on the concrete shield plugs, exceeding 20 PBq for Cs-137 at units 2, 3 of 1F. This leads to significant interest in the retention of Cs on concrete during severe accident. Despite this, the interaction of Cs vapors and/or aerosols in the gas phase with concrete surfaces at high temperatures remains inadequately explored. In this work, we investigated the deposition behavior of CsOH on CaCO, as a primary phase on the concrete surface, under humid atmosphere. As a result, the chemical reaction enhanced deposition rate, and increased linearly with CsOH concentration.
中村 勇気*; 小島 良洋*; 山下 拓哉; 下村 健太; 溝上 伸也
no journal, ,
福島第一原子力発電所3号機を対象に、シビアアクシデント解析コードを用いた事故進展解析を実施し、格納容器挙動について評価した。
下村 健太; 山下 拓哉; 永江 勇二
no journal, ,
本報告では、シリーズ発表「福島第一原子力発電所RPV損傷状況及び燃料デブリのPCV内移行挙動等の推定」の一環として、共晶反応によるRPV下部ヘッド貫通部破損試験(ELSA-3)について述べる。
榮 和朗*; 橋本 昭彦*; 山下 拓哉; 下村 健太
no journal, ,
本研究では、福島第一原子力発電所2号機を対象とした熱流動解析を実施し、事故進展時の原子炉圧力容器(RPV)バウンダリー内の制御棒駆動機構(CRD)ハウジングの温度挙動を評価した。
永江 勇二; 佐藤 拓未; 伊藤 あゆみ*; 植田 滋*
no journal, ,
東京工業大学、東北大学及び原子力機構で実施した小規模試験結果を総括し、過酷事故時における金属デブリによる下部プレナム損傷挙動を評価した結果を報告する。(1)溶融ジルコニウム濃度が炉心下部構造物との反応性に寄与していること、(2)溶融金属プール形成時における酸化物デブリとの反応においてもジルコニウムが反応に寄与し、ウラン-ジルコニウムの酸化物層とステンレス鋼-ジルコニウムの低酸素濃度金属層に分離することを確認した。各種反応によりジルコニウム濃度は低下する傾向にあるが、低酸素濃度の金属デブリがペデスタル部で溶融プールを形成する可能性が考えられる。金属デブリが高ジルコニウム濃度の場合、構造材と共晶反応を起こし、比較的低温で構造物の溶融が進行する可能性がある一方、ジルコニウム濃度が低い場合、構造材との反応は限定的であり、温度上昇による熱破損やクリープ破損などが支配的になると考えられる。
荒木 祥平; 郡司 智; 吉川 智輝; 新垣 優; 井澤 一彦; 須山 賢也
no journal, ,
原子力機構が更新を進める定常臨界実験装置STACYの初臨界は2024年に予定されており、その後にはデブリ構造材模擬体を用いた実験が準備されている。デブリ構造材模擬体を用いた炉心については、2023年春の年会において、900本の燃料棒を使用する条件下での解析を報告したが、燃料調達の関係から400本での炉心構成を検討することが求められた。本発表では、400本以下の燃料棒で構成される炉心での再解析を実施し、前回発表で検討した炉心に包含されることを確認した。
溝上 伸也; 山下 拓哉; 下村 健太; 中村 勇気*; 小島 良洋*
no journal, ,
福島第一原子力発電所2号機を対象に、シビアアクシデント解析コードを用いた事故進展解析を実施し、格納容器挙動について評価した。
加藤 友彰; 堀田 拓摩; 山岸 功
no journal, ,
2016年春から2021年秋に至る本学会の大会において、シリーズ発表「HIC模擬炭酸塩スラリーの照射実験(1)-(6)」として福島第一原子力発電所(1F)の炭酸塩スラリー廃棄物を模擬したスラリー(模擬スラリー)の化学性状および気泡保持特性について報告してきた。その後も発表者らは気泡保持放出特性に関連するレオロジー特性に着目し詳細な研究を進めている。本発表ではこれまでに製作した模擬スラリーを用いて気泡保持放出に関連するレオロジー特性の一つである降伏応力に関し、静置時間等が与える影響について報告する。2年間静置したスラリーの降伏応力測定結果より、静置初期のスラリーでは非ビンガム流動的特性であるのに対し、静置期間が長期になることでビンガム流動的特性へと変化することが示唆された。また、沈降に伴う沈降層部の密度増加に起因する降伏応力の指数関数的な増加が確認された。これら一連の結果から、スラリーの安全な保管を検討する際は、スラリーのレオロジー環境変化をふまえることが重要であると考えられる。