Development of an integrated non-destructive analysis system, Active-N

土屋 晴文; 藤 暢輔; 大図 章; 古高 和禎; 北谷 文人; 前田 亮; 米田 政夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 60(11), p.1301 - 1312, 2023/11

https://doi.org/10.1080/00223131.2023.2192529

An integrated active neutron non-destructive analysis (NDA) system, Active-N, was developed to gain knowledge of active neutron NDA techniques that are applicable to measurements of nuclear materials in highly radioactive nuclear fuels. Active-N, equipped with a D-T neutron generator, combines three complementary active neutron NDA techniques: Differential Die-away Analysis (DDA), Prompt Gamma-ray Analysis (PGA), and Neutron Resonance Transmission Analysis (NRTA). In this paper, we provide an overview of Active-N and then demonstrate that the compact NRTA system in Active-N can quantify nuclear materials. Monte Carlo simulations were conducted to determine the design of the compact NRTA system including a moderator, flight tubes, and a detector shield. To investigate how accurately the compact NRTA system determines areal densities in a sample, measurements were performed with a Pu pellet-type sample as well as metallic plate samples of In and Ag. The experimental areal densities of Pu, In and Ag were consistent with those calculated for the individual nuclei. These results show that it is feasible to develop a compact NRTA system capable of determining the contents of nuclear materials in nuclear fuels. This research was implemented under the subsidy for nuclear security promotion of MEXT.

燃料デブリ取出し時における放射性核種飛散防止技術の開発(委託研究); 令和2年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉環境国際共同研究センター; 東京大学*

JAEA-Review 2022-010, 155 Pages, 2022/06

JAEA-Review-2022-010.pdf:9.78MB

日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和2年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、平成30年度に採択された「燃料デブリ取出し時における放射性核種飛散防止技術の開発」の平成30年度から令和3年度の研究成果について取りまとめたものである(令和3年度まで契約延長)。本課題は令和3年度が最終年度となるため4年度分の成果を取りまとめた。本研究は、東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所の燃料デブリ取出し時に発生する放射性微粒子を着実に閉じ込めるために、気相及び液相における微粒子の挙動を明らかにするとともに、微粒子飛散防止技術を開発することを目的としている。具体的には、微粒子飛散防止技術として、(1)スプレー水等を利用して最小限の水で微粒子飛散を抑制する方法、及び(2)燃料デブリを固化して取り出すことで微粒子飛散を抑制する方法について、実験及びシミュレーションにより評価し、実機適用可能性を評価した。

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

https://doi.org/10.1080/00223131.2021.1884137

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.

燃料デブリ取出し時における放射性核種飛散防止技術の開発(委託研究); 平成30年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉国際共同研究センター; 東京大学*

JAEA-Review 2019-037, 90 Pages, 2020/03

JAEA-Review-2019-037.pdf:7.0MB

日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉国際共同研究センター(CLADS)では、平成30年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、平成30年度「燃料デブリ取出し時における放射性核種飛散防止技術の開発」について取りまとめたものである。本研究は、福島第一原子力発電所の燃料デブリ取り出し時の放射性微粒子閉じ込めを着実に行うため、気相及び液相における微粒子の挙動を把握するとともに、飛散防止対策として(1)水スプレー等を活用し、極力少量の水で飛散を抑制する方法、(2)燃料デブリを固めて取り出すことで飛散を抑制する方法について実験及びシミュレーションによる評価、開発を行う。

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

https://doi.org/10.1080/00223131.2019.1595765

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.

Study of the neutron multiplication effect in an active neutron method

米田 政夫; 大図 章; 森 貴正; 中塚 嘉明; 前田 亮; 呉田 昌俊; 藤 暢輔

Journal of Nuclear Science and Technology, 54(11), p.1233 - 1239, 2017/11

https://doi.org/10.1080/00223131.2017.1359118

アクティブ中性子法における中性子増倍効果に関して、解析及び実験による研究を実施した。アクティブ中性子法を用いた核物質の測定では、第2世代以降の中性子による中性子増倍の影響を受ける。しかしながら、そのような中性子増倍効果による影響について、これまで十分に調べられてこなかった。本研究では、第3世代中性子による中性子増倍が無視できる場合において、測定データから第2世代中性子による中性子増倍効果の影響を補正する手法について調べ、測定データから中性子増倍の影響を除外する補正方法を提案した。更に、本手法を利用した深い未臨界度の評価手法についても示した。

Study of SOL/divertor plasmas in JFT-2M

川島 寿人; 仙石 盛夫; 上原 和也; 玉井 広史; 荘司 昭朗*; 小川 宏明; 柴田 孝俊; 山本 正弘*; 三浦 幸俊; 草間 義紀; et al.

Fusion Science and Technology, 49(2), p.168 - 186, 2006/02

https://doi.org/10.13182/FST06-A1093

JFT-2Mトカマクでは、SOL/ダイバータプラズマの物理を理解し、熱・粒子を能動的に制御するための実験研究を進めてきた。1984年のJFT-2M実験開始後10年間は開ダイバータ形状で、ダイバータプラズマの内外非対称性,熱・粒子の輸送,ELM中のSOL電流特性等が明らかとなり物理的理解を進めた。局所排気,境界摂動磁場印加,ダイバータバイアス,周辺加熱などの先進的手法を取り入れ、熱・粒子を能動的に制御できることを実証した。ダイバータでの熱・粒子独立制御性向上を目指し、1995年に熱・粒子束流を考慮しながらダイバータ開口部を狭める閉ダイバータ化を実施した。ダイバータ部から主プラズマ周辺への中性粒子の逆流を抑える遮蔽効果が有効に機能し、主プラズマの高閉じ込め状態を劣化させることなく、ダイバータ板熱負荷を低減するための強力ガスパフが可能となり、n=410m, T=4eVまでの低温高密度ダイバータプラズマを実現することができた。また、高閉じ込めモード中、周辺プラズマにおいて特有の揺動が現れることがわかり、閉じ込めとの関係が示唆された。本論文はこれらの成果のレビューである。

Estimation of longitudinal and transverse dispersivities in the Twin Lake natural gradient tracer tests

武田 聖司; Moltyaner, G. L.*

JAERI-Research 98-031, 28 Pages, 1998/06

JAERI-Research-98-031.pdf:1.29MB

カナダ原子力公社(AECL)チョークリバー研究所のTwin Lakeサイトにおいて、Iを用いたフィールド規模のトレーサー試験が実施された。地下水及び核種移行パラメータである流速、縦方向及び横方向分散長を40m規模のTwin Lakeトレーサー試験から評価した。これは、Lake233サイト規模(東西600m,南北1400m)の3次元移行モデルに必要な移行パラメータを推定するためである。流速、縦方向分散長の算定のために、実測された破過曲線に対し1次元移流-分散方程式の解を統計的手法である時間的モーメントの2種類の方法を適用した。推定された移行パラメータに対するこれらの方法の適用性について議論した。また、横方向分散長は3次元移流-分散方程式の解をIの鉛直方向の濃度分布に適用することにより求めた。試験エリア内では透水性の異なる地層が確認され、透水性の違いが、分散長に及ぼす影響について報告した。また、推定された縦方向及び横方向分散長を40mまでの移行距離との相関についても議論した。

Progress report on safety research of high-level waste management for the period April 1988 to March 1989

中村 治人; 村岡 進

JAERI-M 89-192, 74 Pages, 1989/11

JAERI-M-89-192.pdf:1.87MB

日本原子力研究所の高レベル廃棄物処理処分研究室及びWASTEF管理室で昭和63年度に実施した高レベル廃棄物処理処分に関する研究をまとめたものである。そのトピックスは地層環境における長半減期核種の長期的化学挙動に関する次の研究である。1)水に晒されたガラスの変質層についての鉱物学的研究を研究室での実験及び天然のガラスの調査により実施した。また、Pu及びNpの浸出実験を実施した。2)放射性核種の固定に関する長期的反応過程のモデル化の研究のために分光学的手法を適用し、天然物を使って研究した。

DPRW(Discrete Parcel Random Walk)法による大気中濃度分布計算モデル

茅野 政道

JAERI-M 83-084, 36 Pages, 1983/06

JAERI-M-83-084.pdf:0.77MB

緊急時に原子力施設から大気中に放出される放射性雲の環境中での拡散状態を予測するモデルとして、DPRW(Discrete Parcel Random Walk)法の可能性を検討した。この手法は、放射性雲を粒子群で模擬し、雲の拡散を、この粒子のランダムウォークで表現するものである。この手法は扱いが簡単であり、地形等による複雑な拡散現象を扱うことから、緊急時のように短時間で精度のよい計算を要求される場合、有効と考えられる。モデルの検証のため、瞬時放出、連続放出の場合それぞれについて、単純な流れでテストを行った。解析解と比較の結果よく一致した。また昭和55年度に原研、東海研究所周辺で行われた拡散実験のシミュレーションを行い、実験結果と比較検討した。