LASSO reconstruction scheme to predict radioactive source distributions inside reactor building rooms; Practical applications

町田 昌彦; Shi, W.*; 山田 進; 宮村 浩子; 吉田 亨*; 長谷川 幸弘*; 岡本 孝司; 青木 勇斗; 伊藤 倫太郎; 山口 隆司; et al.

Proceedings of Waste Management Symposia 2023 (WM2023) (Internet), 11 Pages, 2023/02

In order to find radioactive hot spots inside reactor building rooms from structural data together with air dose rate measurement data, Least Absolute Shrinkage and Selection Operator (LASSO) has been recently suggested as a promising scheme. The scheme has been examined in simplified room models and its high estimation feasibility has been confirmed by employing Particle and Heavy Ion Transport code System (PHITS) as a radiation simulation code. In this paper, we apply the scheme to complex room models inside real reactor buildings. The target rooms are pool canal circulation system room and main circulation system room in Japan Materials Testing Reactor (JMTR) at Oarai area, Japan Atomic Energy Agency (JAEA). In these real rooms, we create STL format structural data based on Computer Aided Design (CAD) models made directly from their point group data measured by laser scanning devices, and we notice that the total number of their surface meshes in these real rooms reaches to the order of 1 million. Then, this order of the mesh number clearly indicates that one needs a simplified radiation simulation code considering only direct transmission of gamma ray as a radiation calculation instead of PHITS demanding high computational costs. By developing such a simplified code and customizing it to perform LASSO scheme, we consequently confirm that LASSO scheme driven by the simplified simulation can also successfully predict unknown radioactive hot spots on real structural models.

炉内トリチウム

上田 良夫*; 大宅 薫*; 芦川 直子*; 伊藤 篤史*; 小野 忠良*; 加藤 太治*; 川島 寿人; 河村 学思*; 剣持 貴弘*; 斎藤 誠紀*; et al.

プラズマ・核融合学会誌, 88(9), p.484 - 502, 2012/09

http://ci.nii.ac.jp/naid/110009518478

特定領域科研費「核融合炉実現を目指したトリチウム研究の新展開」のレビューのうち第3章4節を執筆した。JT-60Uの30秒Hモード放電では外側ダイバータ板からの炭化水素の発生量が多いときに容器内に残留する水素量が増加することを示した。さらに外側ダイバータ板から発生した炭化水素がプラズマ中でどのような経路を輸送されるのかを調べるため、人為的に外側ダイバータからCHを注入する実験を行い、実験後にダイバータ・タイルを取り出しタイル上の堆積物を同定した。その結果、注入口のほぼ正面の内側ダイバータ・タイル上にCが多量のHとともに検出された。この結果は、磁力線を横切った輸送が支配的であること、及びCとHが結合した形態で輸送された可能性が高いことを示しており、これらから中性の炭化水素、すなわちCH, x=14の形態で外側ダイバータから内側ダイバータまで輸送されたと解釈される。

Radiation-induced luminescence for applying to retrospective dosimetry

藤田 博喜; 中野 幸廣*; 齊藤 毅*

KURRI Progress Report 2009, 1 Pages, 2010/10

http://www.rri.kyoto-u.ac.jp/PUB/report/PR/ProgRep2009/ProgRep2009.html

京都大学原子炉実験所の共同利用研究にかかわる成果を報告する。本研究は、天然石英粒子からの放射線誘起蛍光の発光原因を探索するものである。この原因を求めるために、熱処理や電子スピン共鳴法による実験を行った。その結果、これまでに著者が別の石英粒子において観測した電子スピン共鳴信号と同様の信号を本実験で用いた試料でも観測でき、また、その熱処理温度に関する変化も同様のものであった。さらに、青色LEDを使用し、電子スピン共鳴信号の変化を観測した。この実験の中で、青色LEDの露光に感度のある信号を発見することができた。これらの成果について、本報告書で概要を示す。

Development of environment for remote participation in fusion research on JT-60

大島 貴幸; 内藤 磨; 濱松 清隆; 射場 克幸; 佐藤 稔; 坂田 信也; 次田 友宣; 松田 俊明; 岩崎 慶太*; 軽部 行洋*; et al.

Fusion Engineering and Design, 71(1-4), p.239 - 244, 2004/06

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2004.04.040

原研JT-60では、全国に分散した大学及び他研究機関の核融合研究のエキスパートを結集し、JT-60に遠隔研究参加し、遠隔実験,遠隔解析,遠隔計測を行える階層的遠隔研究システムの構築を進めている。遠隔研究参加環境として、ビデオ会議システム,実験風景ストリーミングシステム,遠隔計測システム,遠隔プラズマ解析システムを開発及び運用している。ビデオ会議システムは、H.320プロトコルを用いたISDN回線を使ったもので、海外との運用実績が数多くある。現在は、H.323プロトコルを用いたインターネット上でのテレビ会議システムに移行しつつある。また、ストリーミングシステムはReal Systemを使用しJT-60中央制御室の様子を配信している。遠隔計測は、WSで構成される遠隔計測システムに置き換え、Xウィンドウ機能を使って外部からアクセスが可能となった。また、VizAnalysisとVizSquareとよばれる、遠隔解析のためのソフトウェアシステムを開発した。現在は、コンピュータネットワーク上のセキュリティ対策や新たな通信ツールを開発し、最終的にはITERの遠隔実験参加を視野に入れたシステムの開発を行っている。

実規模シーリングシステムに関する研究(III)

戸井田 克*; 塩釜 幸弘*; 渥美 博行*; 須山 泰宏*; 川端 淳一*; 伊藤 圭二郎*; 奥津 一夫*; 高村 尚*

JNC TJ8400 2003-022, 205 Pages, 2003/01

JNC-TJ8400-2003-022.pdf:13.05MB

わが国の地質環境条件に適応し得るこれら閉鎖システムの確立に資するため、室内試験及び原位置試験を通じてこれらの性能に関連するデータの取得、および、これらのデータを活用し評価手法を確立することが必要である。本年度は、カナダAECLにおけるトンネルシーリング性能試験で昨年度までに実施した4MPaまでの注水圧の試験に引続き、加熱の影響下における性能に関する試験を行うことから、取得されるデータおよびトレーサ試験結果のデータの整理、解釈、トレーサ結果の数値解析に関わる技術的検討、評価を行った。また、シーリングシステム性能評価手段構築のための情報整理を行った。

チョッパー型中性子分光器「四季」の現状

梶本 亮一; 中村 充孝; 横尾 哲也*; 稲村 泰弘; 水野 文夫; 中島 健次; 高橋 伸明; 河村 聖子; 丸山 龍治; 曽山 和彦; et al.

no journal, , 

「四季」は大強度陽子加速器施設(J-PARC)物質・生命科学実験施設(MLF)のパルス中性子源に建設されたフェルミチョッパー型中性子分光器である。中性子非弾性散乱測定によって高温超伝導体等に見られる新奇な磁気励起・フォノンを効率よく調べることを目的としており、国内外の他の同種の装置に比べて熱中性子領域においてより高い測定強度・測定効率を達成することを目指している。本装置は2008年9月より中性子ビームを使った機器調整を進めていたが、2009年6月よりいよいよ非弾性散乱測定を開始した。そこでは早くも非弾性散乱の新手法の実証実験に成功するなど装置性能の高さを予感させる結果が得られている。最近はさらに装置整備を進めるとともに、高温超伝導酸化物等を対象とした本格実験も開始した。本発表では装置の現状について整備状況及び最近の実験データを交えて報告する。

背面反射型Si結晶アナライザー分光器DNAの建設状況報告

柴田 薫; 高橋 伸明; 川北 至信; 中島 健次; 神原 理; 稲村 泰弘; 中谷 健; 相澤 一也; 曽山 和彦; 及川 健一; et al.

no journal, , 

背面反射型Siアナライザー分光器DNAは、J-PARC物質・生命科学実験施設(MLF)結合型モデレータビームラインBL02にSi完全結晶ウエハを結晶アナライザーに用いる背面反射型逆転配置飛行時間型分光器として、約1eVの高エネルギー分解能を実現し、原子,分子,スピンのナノ秒オーダーの運動を測定する目的で本格的に建設が進められている。研究成果の期待される分野としては、生体関連物質の機能解明,高分子等のソフトマター物質,電池材料,触媒材料等の機能性材料の開発,磁性物質等が検討されている。建設計画は平成21年度から3年間の予算で建設することが決定し現在(H22.11)ビームライン遮蔽体の設置中である。装置建設の完成は、平成23年6月頃を目標として、その後約半年間、コミッショニングを行い、平成24年4月以降供用運転を開始する予定である。

耐熱FBGによる高温構造物のモニタリングシステムの実装検討

島田 幸洋; 西村 昭彦; 鈴木 宏和*; 石橋 久義*; 川原 啓孝; 伊藤 主税; 青山 卓史

no journal, , 

原子炉の伝熱配管等の高温構造物における経年劣化評価・耐震保全のため、高温耐性のあるfiber Bragg grating(FBG)センサシステムの基盤技術を開発した。今回は高速炉の伝熱配管での使用を想定し、冷却配管材料を試験体として、炭素繊維強化FBGセンサによる接着試験と荷重変形試験を行った。その結果、常陽2次系コールドレグでの使用を想定した400C以下では強化FBGセンサは、昇温速度10C/分という実際の60倍以上の速度においても良好な接着性能が得られた。加えて高温環境下において試験体の荷重変形試験を実施し、強化FBGセンサにより変形量の計測が可能なことを確認した。

高速炉伝熱管材料を使用した耐熱FBGセンサの実装試験

島田 幸洋; 西村 昭彦; 鈴木 宏和*; 石橋 久義*; 川原 啓孝; 伊藤 主税; 青山 卓史

no journal, , 

原子炉の冷却系配管における耐震保全・経年劣化診断のため、高温耐性のあるFBGセンサシステムの開発を行っている。これまで超短パルスレーザーを用いた微細加工によるFBGセンサの製作と性能評価について報告を行ってきた。今回は原子炉への実装を想定し、リボン形状炭素繊維とFBGセンサの複合化と性能評価について発表を行う。測定対象は高速実験炉「常陽」の2次冷却系配管材料のバックアップ試料を用いた。常温から600Cまでの温度領域において4点曲げ法によるFBGセンサの静的歪測定と振動検出のための高速信号検出ソフトウェアの開発、FBGセンサの接着試験を行った結果、以下の事項を確認した。(1)600Cまでの領域において熱履歴なく温度測定がなされた。(2)600Cまでの領域において、300までの履歴ない歪測定がなされた。(3)地震動を想定した10Hzまでの振動が測定された。(4)FBGセンサ装着のためのアルミナ性接着剤は600Cまで強固な接着耐性が得られたものの施工性には課題を残す。(5)FBGセンサを保護する炭素繊維に関しては高温試験の後では強度低下が発生するこうした結果から耐熱FBGセンサの原子炉での実用化のための今後の課題を明らかにした。

高速炉の2次冷却系配管材料を使用した耐熱FBGセンサの性能評価と実装試験

島田 幸洋; 米本 幸弘; 西村 昭彦; 鈴木 宏和*; 石橋 久義*; 川原 啓孝; 伊藤 主税; 吉田 昌宏

no journal, , 

われわれは原子炉の冷却系配管における耐震保全・経年劣化診断のため、高温耐性のあるFBGセンサシステムの開発を行っている。これまで超短パルスレーザー微細加工によるFBGセンサの製作と高速実験炉「常陽」の2次冷却系配管材料のバックアップ試料を用いたFBGセンサの性能試験を行ってきた。その結果、室温から600Cにおける温度と歪測定に成功したが、センサと保護材料の長期間の耐性には課題を残した。今回は高温での長期間耐性を向上すべく、炭化ケイ素繊維リボンによる強化FBGセンサの製作を行った。講演では機械特性と高温耐性の評価試験、及び実用のための装着方法について報告する。