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論文

Preliminary study of the criticality monitoring method based on the simulation for the activity ratio of short half-life noble-gas fission products from fuel debris

Riyana, E. S.; 奥村 啓介; 坂本 雅洋; 松村 太伊知; 寺島 顕一; 神野 郁夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 8 Pages, 2024/00

We investigated the possibility of estimating the effective neutron multiplication factor (${it k$_{eff}$}$) of the fuel debris inside the canister and primary containment vessel (PCV) of Unit 2 of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (1F) using remote gas-radioactivity measurement via simulation-based calculations. Our results demonstrate an almost linear correlation between ${it k$_{eff}$}$ and the $$^{88}$$Kr-to-$$^{135}$$Xe activity ratio with respect to various fuel debris compositions. This correlation is maintained regardless of geometries such as the fuel debris canister and the PCV.

論文

Characterization of bremsstrahlung and $$gamma$$-rays of fuel debris

松村 太伊知; 奥村 啓介; 藤田 学*; 坂本 雅洋; 寺島 顕一; Riyana, E. S.

Radiation Physics and Chemistry, 199, p.110298_1 - 110298_8, 2022/10

 被引用回数:1 パーセンタイル:33.72(Chemistry, Physical)

The characterization of bremsstrahlung and $$gamma$$-rays from fuel debris differs from that of spent fuels evaluated to date, due to factors such as material composition and release of volatile fission products. In this work, in order to clarify the conditions under which the effect of bremsstrahlung compared to the total photons (bremsstrahlung and $$gamma$$-rays) in fuel debris is maximized, the average energies and dose rates from the energy spectra of bremsstrahlung and $$gamma$$-rays on the fuel debris surface were obtained using a Monte Carlo simulation. In the simulation, the average energies and dose rates were evaluated with consideration of the composition, size, fission product release, and retrieval time of the fuel debris. The simulation showed that the composition with the largest amount of change to the average total photons energy caused by bremsstrahlung was the molten fuel debris, and the composition with the maximum fraction of bremsstrahlung in the dose rate was the UO$$_{2}$$. The maximum value of the fraction of bremsstrahlung in the dose rate was evaluated to be about 17%. This work is expected to contribute to the prediction of the radiation characteristics of the fuel debris that will be retrieved from the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station in the near future.

論文

Depletion calculation of subcritical system with consideration of spontaneous fission reaction

Riyana, E. S.; 奥村 啓介; 坂本 雅洋; 松村 太伊知; 寺島 顕一

Journal of Nuclear Science and Technology, 59(4), p.424 - 430, 2022/04

 被引用回数:0 パーセンタイル:16.97(Nuclear Science & Technology)

Modification of the Monte Carlo depletion calculation code OpenMC was performed to enable the depletion calculation of the subcritical neutron multiplying system. With the modified code, it became possible to evaluate the quantity of short half-life fission products from spontaneous and induced fissions in the subcritical system. As a preliminary study, it was applied to the fuel debris storage canister filled with nuclear materials and spontaneous fission nuclides. It was confirmed that the code could successfully provide a quantity of short half-life FPs over time and provide the relationship between the activity ratio of Kr-88 to Xe-135 and effective neutron multiplication factor of the canister.

論文

Gamma detector response simulation inside the pedestal of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station

Riyana, E. S.; 奥村 啓介; 寺島 顕一; 松村 太伊知; 坂本 雅洋

Mechanical Engineering Journal (Internet), 7(3), p.19-00543_1 - 19-00543_8, 2020/06

Prediction of the fuel debris location and distribution inside the primary containment vessel (PCV) of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant is important to decide further decommissioning step and strategy. The radiation measurements in the past internal investigations have not yet provided enough information to predict fuel debris location and its distribution inside PCV. To support further measurement efforts, we simulate the detector response inside the PCV. The calculation result could provide a base on deciding suitable detector systems to assist the efforts on searching, localizing and defining distributions of the fuel debris.

論文

Calculation of gamma and neutron emission characteristics emitted from fuel debris of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station

Riyana, E. S.; 奥村 啓介; 寺島 顕一

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(9-10), p.922 - 931, 2019/09

 被引用回数:5 パーセンタイル:49.54(Nuclear Science & Technology)

Determination of fuel debris location and distribution inside primary containment vessel of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station is important to decide further decommissioning step and strategy. We calculate neutron flux produced from fuel debris and secondary particles photon resulted from neutron reaction with nuclides inside fuel debris, including direct photon emission from FPs in fuel debris. Neutron and gamma characteristics resulted from calculation could be use as basis for determination suitable spectrometer system or detector for searching, localizing and treatment of fuel debris.

論文

Calculation of low-energy electron antineutrino spectra emitted from nuclear reactors with consideration of fuel burn-up

Riyana, E. S.*; 須田 翔哉*; 石橋 健二*; 松浦 秀明*; 片倉 純一*; Sun, G. M.*; 片野 好章

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(5), p.369 - 375, 2019/05

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

原子炉は主に核分裂片のベータ崩壊チェインから多数の反電子ニュートリノを生成し、それらのニュートリノは主にMeV程度のエネルギーを有することが知られている。一方、エネルギーkeV程度の低エネルギーニュートリノは燃料の燃焼の情報を含むと考えられ、その低エネルギーニュートリノは計測技術の進歩により将来的に測定可能になる可能性がある。そこで、著者らはkeV領域の低エネルギーニュートリノの生成に注目した。本研究では、典型的なPWRとその他の型の原子炉について低エネルギーニュートリノスペクトルを示し、それらは燃料の燃焼に従って低Q値をもつ核種が蓄積されるにつれて生成が増えることを示した。

論文

Calculation of gamma and neutron emission characteristics emitted from fuel debris as a basis for determination of suitable detector system

Riyana, E. S.; 奥村 啓介; 寺島 顕一

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 4 Pages, 2019/05

Determination of fuel debris location and distribution inside primary containment vessel (PCV) of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station is important to decide further decommissioning step and strategy. Past measurements not yet provide enough information to determine fuel debris location and its distribution inside PCV. To support further measurements effort, we simulate detector response inside PCV based on calculated photon and neutron emission spectrum produced from fuel debris. The Calculation result could be use as basis for determination of suitable spectrometer system or detector for search, localized, define fuel debris distributions and treatment of fuel debris.

論文

A Method for the prediction of the dose rate distribution in a primary containment vessel of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station

奥村 啓介; Riyana, E. S.; 佐藤 若英*; 前田 裕文*; 片倉 純一*; 鎌田 創*; Joyce, M. J.*; Lennox, B.*

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 6, p.108 - 112, 2019/01

福島第一原子力発電所(1F)の原子炉格納容器(PCV)内における線量率分布の予測手法を確立するため、以下の一連の計算を行った。(1)事故時の燃料組成を得るための燃焼計算、(2)不純物を含む炉内構造物の放射化計算、(3) IRIDによる事故解析の結果に基づくPCV中のCs汚染分布の推定、(4) PCV内の放射性核種の崩壊計算、(5)線量率を得るための光子輸送計算。これらの計算の後、ドライウェル周辺のCs濃度を、IRIDによるPCV調査で測定された局所線量率の結果と一致するように修正した。

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。

口頭

Technology development to predict dose rate distribution in PCV of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station

Riyana, E. S.; 奥村 啓介

no journal, , 

福島第一原子力発電所の原子炉格納容器(PCV)における最確な線量率分布を、最新の理論計算と局所測定結果を組み合わせて予測する技術を開発し、これを1号機に適用した。

口頭

福島第一原子力発電所廃炉のためのプラント内線量率分布評価と水中デブリ探査に係る技術開発,5; 格納容器内の線量率分布予測

奥村 啓介; Riyana, E. S.; 佐藤 若英*; 前田 裕文*; 片倉 純一*

no journal, , 

燃料の燃焼計算及び構造材放射化計算、並びに、IRIDによる内部調査及び事故進展解析の結果に基づき、PHITSコードを用いて福島第一原子力発電所1号機の格納容器内の3次元線量率分布を予測した。

口頭

核分裂生成物の揮発を考慮した燃料デブリの崩壊熱予測

奥村 啓介; Riyana, E. S.; 佐藤 若英*; 前田 裕文*; 藤田 学*

no journal, , 

福島第一原子力発電所(1F)の廃止措置と燃料デブリの特性評価に資するため、事故時から将来にわたる崩壊熱の経時変化および主要な寄与核種を、事故時の核分裂生成物の揮発を考慮して評価した。

口頭

A Prediction of the dose rate distribution in the primary containment vessel of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station

奥村 啓介; Riyana, E. S.

no journal, , 

これまで福島第一原子力発電所の内部調査により得られた局所線量率測定値とモンテカルロ計算との組み合わせにより、デブリ取り出しが予定されている2021年の1号機及び2号機の格納容器内の線量率分布を予測した。

口頭

福島第一原子力発電所廃炉のためのプラント内線量率分布評価と水中デブリ探査に係る技術開発,8; 格納容器内の3次元線量率分布の予測

奥村 啓介; Riyana, E. S.; 佐藤 若英*; 前田 裕文*; 片倉 純一*

no journal, , 

モンテカルロ計算などの様々な数値計算と内部調査で得られた実測データを組み合わせて、2021年末における福島第一原子力発電所の格納容器内の3次元線量率分布を予測した。

口頭

Depletion calculation of subcritical system with consideration of spontaneous fission reaction

Riyana, E. S.; 奥村 啓介; 坂本 雅洋; 松村 太伊知; 寺島 顕一

no journal, , 

We enabled to consider the spontaneous fission reaction in subcritical neutron multiplying system by modifying the OpenMC depletion calculation code version 0.11. With the code, it is possible to estimate the quantity of short half-life fission products in the subcritical system. As a demonstration and fuel debris storage preliminary study, the code was applied to the fuel debris storage canister filled with nuclear materials and spontaneous fission nuclides. As a result, the ability was successfully shown to provide the information on short half-life fission products over time and to provide the relationship between the activity ratio of 88Kr-to-135Xe and effective neutron multiplication factor.

口頭

燃料デブリ探査のためのバブルディテクターの中性子照射試験

寺島 顕一; 松村 太伊知; 冠城 雅晃; 坂本 雅洋; Riyana, E. S.; 奥村 啓介

no journal, , 

福島第一原子力発電所(1F)の燃料デブリを検知する手法の1つとして、自発核分裂,誘起核分裂,または($$alpha$$,n)反応に起因する中性子を検出する方法が考えられる。しかし、燃料デブリの性状や適用場所に応じて、バックグラウンドガンマ線や中性子線の強度は大きく変わることが予想され、事前のガンマ線遮蔽の最適化は困難である。バブルディテクー(BD)は、中性子照射により発生する気泡数から中性子積算線量を計測するものであり、ガンマ線に不感,小型,軽量,電源・ケーブル不要,目視確認が可能といった特長を有する。また、極少の中性子線場でも、照射時間を長く設定することにより検出できる可能性がある。そこで、BDの1F現場への適用性を評価するため、BDの中性子照射試験を行い、照射条件に依存した基礎データを取得した。本発表では、本試験で得られた結果を踏まえて、1F現場への適用性について報告する。

口頭

The Possible use of short half-life noble gas fission products for measurement of criticality and identification of plutonium in fuel debris canister

Riyana, E. S.; 奥村 啓介; 坂本 雅洋; 松村 太伊知; 寺島 顕一

no journal, , 

Fuel debris has inherent neutron sources due to mostly spontaneous fissions. Therefore, the fuel debris inside a canister can be seen as a subcritical system with fixed neutron sources. A depletion calculation for the fuel debris inside the canister has been performed. The calculation results show the activity ratio of $$^{88}$$Kr-to-$$^{135}$$Xe in the fuel debris canister depending on the material compositions and effective neutron multiplication factor.

口頭

燃料デブリ検知へのバブルディテクターの応用

寺島 顕一; 坂本 雅洋; 松村 太伊知; 冠城 雅晃; Riyana, E. S.; 能見 貴佳; 奥村 啓介

no journal, , 

福島第一原子力発電所(1F)の格納容器内のような高ガンマ線環境下での燃料デブリ探査や、回収物中の核燃料物質の有無を判断するための手法開発を進めている。その中で、自発核分裂や誘起核分裂などに起因する僅かな中性子を、狭隘空間かつ高ガンマ線環境下で検出する手法として、中性子の積算線量計であるバブルディテクター(BD)に着目した。BDはガンマ線に不感で、小型軽量,目視確認可能,外部電源やケーブル不要といった特長を有している。そこで、BDに対するコバルト60を用いたガンマ線照射試験、ならびにMOX燃料を用いた中性子検出試験を実施した。その結果、速中性子用のBDは10.0kGyまでの高ガンマ線場で利用できること、及びMOX燃料由来の中性子を検出できることを確認した。

口頭

Correlation between the canisters criticality and activity ratio of short-half-life noble-gas fission products under various fuel debris material compositions

Riyana, E. S.; 坂本 雅洋; 松村 太伊知; 寺島 顕一; 奥村 啓介

no journal, , 

We investigated the possibility of estimating the effective neutron multiplication factor (k$$_{eff}$$) of the fuel-debris canister using remote gas-radioactivity measurement. The fuel-debris compositions inside a canister may vary and depend on the fuel-debris location inside the primary containment vessel and fuel-debris removal process. Our calculation result demonstrates the correlation between k$$_{eff}$$ and the activity ratio of $$^{88}$$Kr-to-$$^{135}$$Xe for the various fuel debris material conditions such as fuel burn-up degree before the accident of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Stations (1F), canister filling rate, water fraction, and fuel-debris type.

口頭

形状や物質組成が不明瞭な燃料デブリの臨界性を評価する; 希ガスモニタリングのための新しい未臨界燃焼計算コードシステムを開発

Riyana, E. S.

no journal, , 

燃料デブリ内では自発核分裂反応と中性子誘起核分裂反応により、半減期の短い核分裂生成物(FP)が生成されている。これらのFPは自発核分裂反応と中性子誘起核分裂反応では生成量が異なっている。そこで、これらの両核反応を考慮してFP生成量と中性子増倍率の相関を評価することができるモンテカルロ法に基づく未臨界燃焼計算コードを開発し、ウラン量や水分量が異なる燃料デブリを収納した容器に適用することで$$^{88}$$Kr/$$^{135}$$Xe放射能比と中性子増倍率との相関を得た。中性子増倍率はウラン濃度や水分量などに依存せず直線的に変化することから、事前にこのような相関をシミュレーションにより評価しておくことで、$$^{88}$$Kr/$$^{135}$$Xe放射能比の遠隔計測値から燃料デブリの臨界性を評価することが期待される。

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