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論文

時間間隔をあけた2回の中性子測定による燃料デブリ中のプルトニウム定量手法の開発

長谷 竹晃; 相楽 洋*; 小菅 義広*; 中岫 翔; 能見 貴佳; 奥村 啓介

第43回日本核物質管理学会年次大会会議論文集(インターネット), 3 Pages, 2022/11

Neutrons emitted from fuel debris are dominated by Cm-244, and plutonium cannot be quantified only by nondestructive measurements based on the neutron measurements. In this paper, focusing on the difference in half-lives of Cm-244 and plutonium, we devised a method to quantify the Pu-240 effective mass in fuel debris by measuring it two times and evaluated numerically its applicability. As the results, it was confirmed that long time interval, more than five years, will be required to evaluate the Pu-240 effective mass accurately. It was also confirmed that for fuel debris with high burnup, the Pu-240 effective mass will be overestimated by Cm-246, and we devised a method to correct for this.

論文

近年の評価済み核データライブラリを用いた原子炉廃止措置のための放射化計算手法の課題と提言

奥村 啓介

核データニュース(インターネット), (133), p.63 - 67, 2022/10

近年の評価済み核データを用いた原子炉廃止措置のための放射化計算における課題解決に向けて、以下を提言した。(1)微量不純物データの整備、(2)新しい放射化計算コードとデータライブラリの開発、(3)放射化感度解析、(4)放射化計算用データ・コードのV&V手法の確立

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:0 パーセンタイル:0.01(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:0.01(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

Comparison of photon spectra emitted from fuel debris using different decay data libraries

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。

論文

Applicability of differential die-away self-interrogation technique for quantification of spontaneous fission nuclides for fuel debris at Fukushima Daiichi Nuclear Power Plants

長谷 竹晃; 相樂 洋*; 小菅 義広*; 能見 貴佳; 奥村 啓介

Journal of Nuclear Science and Technology, 13 Pages, 2022/00

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

This paper provides an overview of the applicability of the Differential Die-Away Self-Interrogation (DDSI) technique for quantification of spontaneous fissile nuclides in fuel debris at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plants. In this research, massive fuel debris stored in a canister was evaluated, and the void space of the canister was assumed to be filled with water for wet storage and air for dry storage. The composition of fuel debris was estimated based on elements such as the inventory in the reactor core and operation history. The simulation results show that for wet storage, the DDSI technique can properly evaluate the neutron leakage multiplication and quantify spontaneous fissile nuclides with a total measurement uncertainty (TMU) of approximately 8%. For dry storage, the known-alpha technique, which was previously established, can be applied to quantify spontaneous fissile nuclides with a TMU of approximately 4%. In both cases, the largest uncertainty factor is the variation in water content in the canister. In the case of wet storage, the uncertainty could be significantly increased in cases where the fuel debris is extremely unevenly distributed in the canister.

論文

放射性核種のインベントリ評価

奥村 啓介

シビアアクシデント時の核分裂生成物挙動, p.70 - 72, 2021/05

福島第一原子力発電所(1F)の事故時炉停止直後の放射性核種のインベントリ評価に関して、核種発生量評価のための基礎式とデータ、ORIGENコードの概要と照射後試験解析による精度検証、1Fの核種インベントリデータの概要、シビアアクシデント解析や廃炉評価などに用いられる主な元素及び核種のデータについて解説する。

論文

PCV内の線量率分布評価

奥村 啓介

シビアアクシデント時の核分裂生成物挙動, p.116 - 121, 2021/05

事故進展解析,内部調査結果(カメラ映像や断片的な線量率実測値),サンプリング分析値などの情報と、燃焼・放射化計算及び放射線輸送計算等の理論計算を組み合わせ、破損および汚染された仮想的な福島第一原子力発電所の3次元プラントモデルを計算機上に構築し、格納容器内の最も確からしい線源・線量率分布を推定するための手法開発を行った。また、格納容器内モデルに配置した放射線検出器の応答計算に基づき、セシウムに汚染された格納容器内で、燃料デブリを探査するために有効な手法を提言した。

論文

Feasibility study on tritium recoil barrier for neutron reflectors of research and test reactors

Kenzhina, I.*; 石塚 悦男; Ho, H. Q.; 坂本 直樹*; 奥村 啓介; 竹本 紀之; Chikhray, Y.*

Fusion Engineering and Design, 164, p.112181_1 - 112181_5, 2021/03

JMTRとJRR-3Mの運転中に一次冷却水へ放出されるトリチウムについて研究してきた結果、ベリリウム中性子反射体の二段核反応による$$^{6}$$Li(n$$_{t}$$,$$alpha$$)$$^{3}$$Hで生成する反跳トリチウムが主要因であることが明らかになった。この結果から、一次冷却水へ放出するトリチウムを少なくするためには、ベリリウム中性子反射体の表面積を小さくするか、他の材料で反跳トリチウムを遮蔽する必要がある。本報告では、ベリリウム中性子反射体のトリチウム反跳防止材の概念検討として、Al, Ti, V, Ni, Zr等の多様な材料を候補材として、障壁厚み、長期運転後の放射能、反応度への影響を評価した。この結果、Alがベリリウム中性子反射体のトリチウム反跳防止材として適した候補材になり得るとの結果を得た。

論文

A Prediction method for the dose rate of fuel debris depending on the constituent elements

寺島 顕一; 奥村 啓介

Journal of Advanced Simulation in Science and Engineering (Internet), 8(1), p.73 - 86, 2021/03

In 2021, fuel debris samplings are planned to start as part of a step-by-step process at the Fukushima Daiichi nuclear power station. The dose rate of the fuel debris for safety treatments of the fuel debris should be predicted. However, various elements are mixed in the fuel debris, and thus predicting the dose rate will be challenging. Therefore, we conducted a large number of Monte Carlo radiation transport simulations for cases where parameters such as fuel debris size, composition, and density were significantly changed. Consequently, we obtained a simple and analytical formula that can predict the dose rate using a minimum number of parameters.

論文

Evaluation of tritium release into primary coolant for research and testing reactors

Kenzhina, I.*; 石塚 悦男; 奥村 啓介; Ho, H. Q.; 竹本 紀之; Chikhray, Y.*

Journal of Nuclear Science and Technology, 58(1), p.1 - 8, 2021/01

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

ベリリウム反射体を有するJMTRとJRR-3の一次冷却水へのトリチウム放出源と放出機構について評価した。この結果、トリチウム放出は$$^{9}$$Beの二段核反応によるものがほとんどであり、計算結果は一次冷却水のトリチウム測定の誤差範囲で良く一致した。また、ベリリウム反射体からの反跳放出を用いた簡易計算法は、ベリリウム反射体を有する試験研究炉の一次冷却水へのトリチウム放出量を予測する上で有用であることが明らかとなった。

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.

報告書

ORIGEN-Sを用いた廃止措置用放射能インベントリ評価モジュールの開発

松田 規宏; 今野 力; 池原 正; 奥村 啓介; 須山 賢也*

JAEA-Data/Code 2020-003, 33 Pages, 2020/03

JAEA-Data-Code-2020-003.pdf:1.85MB

放射化計算において信頼できる評価結果を得るため、放射化計算コードORIGEN-Sによる放射化計算に必要なデータを取り扱うモジュール群の開発・整備を行った。本モジュール群を使用することで、任意の中性子のエネルギースペクトルと多群中性子放射化断面積ライブラリMAXS2015からORIGEN-Sの放射化断面積ライブラリを容易に作成することが可能となった。また、本モジュール群を用いた評価結果の妥当性を確認し、評価の信頼性を担保するため、処理過程のデータを図で視覚的に確認する機能、及び処理前後のデータを数値で比較する機能を整備した。

論文

放射化感度解析

奥村 啓介

放射線遮蔽ハンドブック; 応用編, p.78 - 83, 2020/03

原子炉施設の廃止措置等で行なわれる微量不純物を含めた物質の中性子照射による放射化計算に有効な感度解析手法を紹介する。放射化感度解析は、初期組成感度解析と断面積感度解析があり、これらを行うことにより、着目する放射化核種の生成起源と生成経路を明らかにすることができる。

論文

Detection of Simulated Fukushima Daiichi Fuel Debris Using a Remotely Operated Vehicle at the Naraha Test Facility

Nancekievill, M.*; Espinosa, J.*; Watson, S.*; Lennox, B.*; Jones, A.*; Joyce, M. J.*; 片倉 純一*; 奥村 啓介; 鎌田 創*; 加藤 道男*; et al.

Sensors (Internet), 19(20), p.4602_1 - 4602_16, 2019/10

 被引用回数:6 パーセンタイル:47.81(Chemistry, Analytical)

福島第一原子力発電所における燃料デブリ探査に資するため、水中ロボット(ROV)にソナーを搭載し、水没している燃料デブリを探査するためのシステム開発を行った。本システムは、測位システム, 深度センサー, 収集されるソナーデータを用いることで、燃料デブリの3D画像をリアルタイムに取得することができる。実証試験として、模擬デブリを楢葉遠隔技術開発センターの水槽施設の底に設置し、3D画像を取得することに成功した。

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:4 パーセンタイル:41.05(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

燃焼計算の研究現場応用

奥村 啓介

日本原子力学会第51回炉物理夏期セミナーテキスト「燃焼計算の基礎と実践」, p.16 - 38, 2019/08

様々な燃焼・放射化計算、燃焼チェーンの作成方法、研究炉の炉心燃焼解析、商用炉燃料の照射後試験解析、高レベル放射性廃液中の長寿命難分析核種のインベントリ評価、燃焼計算コードの検証、ORIGENコードの改良、福島第一原子力発電所プラントの崩壊熱計算、といった研究事例を採り上げ、燃焼計算の現場応用に必要な知識とその活用について解説する。

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

Development of ROV system to explore fuel debris in the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant

鎌田 創*; 加藤 道男*; 西村 和也*; Nancekievill, M.*; Watson, S.*; Lennox, B.*; Jones, A.*; Joyce, M. J.*; 奥村 啓介; 片倉 純一*

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 6, p.199 - 202, 2019/01

福島第一原子力発電所の格納容器(PCV)内の水中燃料デブリ分布を調査するための技術開発として、小型のROVに搭載するソナーシステムの開発実験を行っている。実験は、PCVを模擬し、異なるサイズのソナー、超音波周波数、ビームスキャニング法を用いて、深さの異なる2種類の水槽で実施した。その結果、模擬デブリの形状識別性能と狭い閉空間でのマルチパスによるノイズを特徴付けた。

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