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神野 郁夫; 奥村 啓介; 松村 太伊知; Riyana, E. S.; 寺島 顕一; 坂本 雅洋
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 8, p.343 - 346, 2025/09
福島第一原子力発電所2号機のシールドプラグ隙間のCs-137汚染分布をオペレーションフロアから測定するために、ガンマ線ピンホールカメラを用いる方法を提案する。決定論的計算により、可能性を議論する。
坂本 雅洋; 奥村 啓介; 神野 郁夫; 松村 太伊知; 寺島 顕一; Riyana, E. S.; 金子 純一*; 溝上 暢人*; 溝上 伸也*
Journal of Nuclear Science and Technology, 62(8), p.756 - 765, 2025/08
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)In this paper, we propose a new nuclide inventory estimation method based on computational methods, called a "theoretical scaling factor method" for difficult-to-measure (DTM) nuclides in fuel debris and radioactive wastes. The theoretical scaling factor method provides a method similar to a conventional scaling factor method. The theoretical scaling factor method, however, does not require performing many measurements to obtain correlations between a key nuclide which is easy-to-measure and a DTM nuclide. Instead of actual analytical measurements, the results of theoretical calculations are used. A correlation equation between the key nuclide and the DTM nuclide is created based on the results of theoretical calculations, and the DTM nuclide is deterministically estimated using the measurement value of the key nuclide only. In this paper, we selected Cs-135 as the DTM nuclide and Cs-137 as the key nuclide. Cs-135 has a long half-life of 2.3
10
years and is one of the important fission products in the safety evaluation for the geological disposal of high-level radioactive waste, because it dissolves and migrates in groundwater easily. We confirmed the validity of the proposed method using measured data of Cs-137 and Cs-135 on radioactive wastes from the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (1F) accident obtained by many researchers. It can be used as a rational and efficient technology to reduce the analysis costs of various types of fuel debris and radioactive waste present at 1F.
坂本 雅洋; 奥村 啓介; 神野 郁夫; 松村 太伊知; 寺島 顕一; Riyana, E. S.; 溝上 暢人*; 溝上 伸也*
JAEA-Research 2024-017, 14 Pages, 2025/03
JAEA-Research-2024-017.pdf:1.34MB
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では、2号機から燃料デブリの試験的取り出しを行い、回収物を構外輸送し茨城地区で分析することが計画されている。取り出された燃料デブリの分析結果は、将来的な燃料デブリ管理の各工程(取り出し、収納、移送、保管等)の検討にフィードバックされ、必要な技術開発に活用することが期待されている。試験的取り出しでサンプリングされる燃料デブリは数グラム程度が予定されており、その後、段階的に取り出し規模を拡大させていくことになる。試験的取り出しにおいては、構外輸送に係る関係法令に則って事前に合理的な輸送容器を検討することが必要になる。本報では物質組成や性状が不明瞭な燃料デブリ回収物の安全評価に資するため、少量燃料デブリの構外輸送に向けたA型輸送容器の適用性評価を行った。
松村 太伊知; 奥村 啓介; 坂本 雅洋; 寺島 顕一; Riyana, E. S.; 近藤 千博*
Nuclear Engineering and Design, 432, p.113791_1 - 113791_9, 2025/02
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)Retrieving objects with a small amount of fuel debris, such as a few grams, will begin soon at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (1F) at the start of decommissioning. Objects retrieved from the primary containment vessel are not necessarily fuel debris; fuel debris is an object from which neutrons are emitted because it contains nuclear-fuel material. However, the characteristics of the neutrons emitted by fuel debris are unknown. Fuel debris was categorized into five types according to the elapsed time from the accident, burnup, and fuel type (UO
or mixed oxide). The number and energy spectra of (
, 
) and spontaneous fission neutrons emitted from 1 g of each fuel debris type were estimated using the SOURCES 4C code to obtain the neutron characteristics. The results showed that the average neutron energy is approximately 2.1 MeV, regardless of the type of fuel debris. However, the intensities of neutrons emitted from the fuel debris in 1F Units 2 and 3 varied by four orders of magnitude according to the fuel debris type.
吉田 剛*; 松村 宏*; 中村 一*; 三浦 太一*; 豊田 晃弘*; 桝本 和義*; 中林 貴之*; 松田 誠
Journal of Nuclear Science and Technology, 61(10), p.1298 - 1307, 2024/10
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)The activation level of the JAEA-Tokai tandem accelerator facility was investigated experimentally in advance of the future decommissioning. JAEA-Tokai tandem accelerator facility has a higher terminal voltage of 18 MV and a larger total floor area, Compared to other electrostatic accelerators with terminal voltage of 1 MV to 6 MV. Therefore, determination for 'where', 'what', and 'how many' nuclides are produced in the facility is crucial. Thermal neutrons generated by beam losses associated with accelerator operations contribute significantly to the activation of equipment and facilities. The accumulated activities of 
Co and 
Eu; the most considerable radionuclides at the decommissioning, can be deduced by the thermal neutron fluence rate during the accelerator operation. In this study, thermal neutron fluence measurement on the surface of the pressure vessel and concrete building was conducted with conventional methods using dosimeters and metal foil detectors as well as a new method using a portable 
-ray detector. The thermal neutron fluence in the facility during the accelerator operation ranges from 101 to 10
n/cm
/s. The sum of deduced activities of Co and Eu in 50 years is much lower than the clearance level of 0.1 Bq/g in all areas except in the irradiation room.
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, 61(2), p.269 - 276, 2024/02
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)We investigated the possibility of estimating the effective neutron multiplication factor (
) 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 and the 
Kr-to-
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.
-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：3 パーセンタイル：34.65(Chemistry, Physical)The characterization of bremsstrahlung and -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 -rays) in fuel debris is maximized, the average energies and dose rates from the energy spectra of bremsstrahlung and -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. 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.
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：1 パーセンタイル：8.19(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.
松村 太伊知; 奥村 啓介; 藤田 学*
JAEA-Conf 2021-001, p.144 - 149, 2022/03
新しいセンサーの開発、非破壊分析技術、放射線遮蔽の最適化などの目的で、燃料デブリの放射線特性を適切に評価できる信頼性の高い核データが必要である。これまで、計算コードによって異なる結果が得られたとしても、その違いの原因を解明することは困難であった。それを克服するために、大量の核種と崩壊データファイルの全崩壊モードを正確に扱うことができる信頼性の高い放射性崩壊・放射性線源スペクトル計算コードを新たに開発した。最初のステップとして、最近の崩壊データファイルであるJENDL/DDF-2015, ENDF/B-VIII.0およびJEFF-3.3の崩壊サブライブラリを使用して、燃料デブリの光子スペクトルを比較した。本発表では、次回のJENDL崩壊データファイルに向けて、崩壊スキームと崩壊モードの分岐比の修正の要望を報告する。
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.
松村 太伊知; 永石 隆二; 片倉 純一*; 鈴木 雅秀*
Radiation Physics and Chemistry, 166, p.108493_1 - 108493_9, 2020/01
被引用回数：2 パーセンタイル：15.68(Chemistry, Physical)原子炉内のSUS等の構造材料は、電離放射線の環境に晒されるため腐食や劣化が起こる。材料の厚さが異なると周囲の線質が変化して腐食等の程度が変わると予測されるが、これまでの研究ではこの影響について検討されていない。そこで本研究では、水中のSUS304板の表側にガンマ及びベータ線源を置いた際の、板の表裏両側での二次放射線(光子、電子)のエネルギースペクトルを板の厚さ、並びに線源と板の間隔を変えて解析的に評価した。
Csガンマ線の場合、板の厚さに対するスペクトルの依存性は裏側でより明確だった。
Sr、Yベータ線の場合、スペクトルはガンマ線の場合と明らかに異なり、裏側では電子のスペクトルは光子より遥かに低下した。このように、スペクトルが入射放射線の種類、材料の厚さ、線源と板の間隔によってどのように変化するかを明らかにするとともに、入射放射線に対する二次放射線のエネルギー低下を議論した。
松村 太伊知; 永石 隆二; 片倉 純一*; 鈴木 雅秀*
Nuclear Science and Engineering, 192(1), p.70 - 79, 2018/10
被引用回数：1 パーセンタイル：9.19(Nuclear Science & Technology)これまでTMI-2事故時の汚染水処理に用いた水没式の脱塩システム(SDS)に対して、アスペクト比の小さな吸着塔を円筒形状に近似して、その軸方向のみを対象にしたgammaスキャニングに関する解析的研究を進めてきた。本研究では、事故時の報告書をもとに再現した現実系の軸方向のスキャニングを模擬した計算を行い、円筒形状の結果と比較するとともに、径方向のスキャニングも新たに試みて、吸着塔内の核種分布の3次元評価の可能性を模索した。吸着塔の上面および底面からの径方向のスキャニングの模擬計算では、ゼオライト充填層中に仮想的なディスク形状とシェル形状に設定したCs-137がそれぞれ明瞭に観察可能であることを確証した。
飯本 武志*; 木下 哲一*; 坂口 綾*; 杉原 真司*; 高宮 幸一*; 田上 恵子*; 長尾 誠也*; 別所 光太郎*; 松村 宏*; 三浦 太一*; et al.
KEK Report 2016-3, 134 Pages, 2017/03
本報告書は、東電福島第一原子力発電所事故の後、高エネルギー加速器研究開発機構で開催された第13回(2012年)
第17回(2016年)「環境放射能」研究会で報告された同事故に関連する取り組みを中心に、事故後5年間の関連する環境放射能研究をとりまとめたものである。
Xe, Kr) emitted by fuel debris for criticality estimationRiyana, E. S.; 坂本 雅洋; 松村 太伊知; 寺島 顕一; 奥村 啓介; 神野 郁夫
no journal, ,
Our previous study showed a linear relationship between the activity ratio of Kr to Xe and the effective multiplication factor, , in a primary containment vessel (PCV) and in a fuel debris canister. The accuracy of the activity ratio, which closely related to the accuracy of predicted , is estimated based on an existing gamma ray energy spectrum. Practical measurement method for the gamma ray from nuclides in the PCV and the fuel debris canister gas is proposed.
Riyana, E. S.; 坂本 雅洋; 松村 太伊知; 寺島 顕一; 奥村 啓介; 神野 郁夫
no journal, ,
The activity ratio of short half-life noble gas fission products, Kr to Xe (A(Kr/Xe)), has close relationship with the criticality () in the primary containment vessel (PCV) or fuel debris canister, in which fuel debris are accumulated. In this paper, we investigated the time-dependence of the A(Kr/Xe) when the k
changes according to an incident such as the change of geometry in the PCV. Our calculation shows a slow change of the A(Kr/Xe) value with the maximum or minimum values before settling in a new stable value after several hours from the change. The applicability and the suitability of the A(Kr/Xe) time-dependent measurement is discussed for the monitoring of the in PCV.
寺島 顕一; 坂本 雅洋; 松村 太伊知; Riyana, E. S.; 神野 郁夫; 奥村 啓介
no journal, ,
At the time of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station accident, mixed oxide (MOX) fuels were partially loaded in the core of Unit-3 while not in Unit-1 and Unit-2. Since the MOX fuel contain larger amount of plutonium even if its burnup degree is relatively smaller than that of UO fuel, it is expected to distinguish whether fuel debris are originated from MOX or UO. Therefore, we focused on 
Cm and 
Eu generated until the accident. From the burnup calculations, the possibility of a method for detecting the MOX-derived fuel debris was suggested.
永石 隆二; 本岡 隆文; 山岸 功; 井上 将男; 松村 太伊知
no journal, ,
多核種除去設備(ALPS)の高性能容器(HIC)中で起きた炭酸塩スラリーの液位上昇に伴うたまり水発生は、スラリー中のSr-90等からのベータ線による放射線分解に起因すると考えられるが、詳細は明らかにされておらず、その原因究明を含めたスラリー廃棄物の安全管理の観点から、放射線分解挙動に関する研究を段階的に進めてきた。シリーズ発表として本報告では、処理水中の海水成分や添加物の炭酸塩が与える水の放射線分解への影響について議論するとともに、分解生成物の過酸化水素の熱分解による酸素発生等について述べる。
神野 郁夫; 冠城 雅晃; 松村 太伊知; Riyana, E. S.; 寺島 顕一; 坂本 雅洋; 奥村 啓介
no journal, ,
福島第一原子力発電所事故後炉心の高ガンマ線バックグラウンドの中で燃料デブリを探知するためには中性子を検知する必要がある。しかしガンマ線フラックスが高く、電荷敏感測定は困難である。耐放射線性母材の検出器2式の信号の差分を電流敏感測定した中性子検出法を提案する。
松村 太伊知; 永石 隆二; 片倉 純一*; 鈴木 雅秀*
no journal, ,
福島第一原子力発電所事故における汚染水処理では、使用済みの吸着塔付近は高線量下であり容易に近づけない環境であるが、外側から放射線等を測定することで内部の吸着核種や吸収線量の分布を評価することが期待できるため、これまで放射線輸送・遮蔽計算を用いた汚染水処理等での吸収線量や放射線分解等に関する解析的研究を進めてきた。本研究では汚染水処理の代表例として、情報が広く公開されているTMI-2事故時の汚染水処理に用いた水没式脱塩システム(SDS)に対して、SDS吸着塔内のゼオライト充填層の吸収線量と、吸着塔のスキャニングの結果と充填層内の核種分布との関係について評価を試みた。
松村 太伊知; 永石 隆二; 奥村 啓介; 片倉 純一*; 鈴木 雅秀*
no journal, ,
福島第一原子力発電所で溶融した炉心は金属やコンクリートと反応してデブリとなっている。これは水に接触した状態で10数年の間、FPからのベータ線や線、アクチノイドからのアルファ線の放射線の影響を受け続けることになる。状態把握の観点からもデブリを取り巻く、これら放射線による複合的な照射場を評価することは重要である。そこで本報告では、燃焼計算により求めたインベントリデータから、放射線の種類(線種、崩壊モード)毎のエネルギー分布を評価した。ここで、放射線エネルギー分布の冷却期間(事故からの経過時間)に対する依存性等について議論した。
