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, 60(4), p.460 - 472, 2023/04

https://doi.org/10.1080/00223131.2022.2114958

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.

Study on identification of materials in fuel debris and waste by neutron induced gamma ray spectroscopy

名内 泰志*; 能見 貴佳; 鈴木 梨沙; 小菅 義広*; 芝 知宙; 高田 映*; 冠城 雅晃; 奥村 啓介

Proceedings of International Topical Workshop on Fukushima Decommissioning Research (FDR2022) (Internet), 4 Pages, 2022/10

As one of the identification techniques for materials in fuel debris, the neutron induced gamma ray spectroscopy (NIGS) is focused on since the gamma ray spectrum is intrinsic to isotopes. The energy of the target gamma ray in NIGS is often higher than that of most of fission products. To demonstrate feasibility of NIGS for the identification, we have measured and analyzed the HPGe response of isotopes for Cf-252 neutron irradiation for plutonium samples and several structural materials. As a result, we confirmed the possibility to identify light water, boron, concrete, sea water, structural material, signal lines and coils, fuel cladding, gadolinium, uranium, and plutonium contained in the retrieved materials from Fukushima Daiichi NPPs.

Characterization study of four candidate technologies for nuclear material quantification in fuel debris at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station

長谷 竹晃; 米田 政夫; 芝 知宙; 名内 泰志*; 前田 亮; 相楽 洋*; 小菅 義広*; 呉田 昌俊; 富川 裕文; 奥村 啓介; et al.

Energy Procedia, 131, p.258 - 263, 2017/12

https://doi.org/10.1016/j.egypro.2017.09.447

This paper provides an interim report for characterization study of four candidate technologies for nuclear material quantification in fuel debris at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (1F). The severe loss-of-coolant accidents of 1F produced fuel debris in the reactor cores of Units 1-3. Because the fuel debris would contain unknown amounts of minor actinides, fission products and neutron absorbers and the mixing rate of them would vary significantly, accurate quantification of nuclear material in fuel debris would be difficult by applying a single measurement technology. Therefore, we consider that an integrated measurement system that combines several measurement technologies would be required to complement the weakness of each technology. For consideration of an integrated measurement system, we conducted a characterization study for each technology. In order to compare the results of applicability evaluation of each technology, common set of simulation models for fuel debris and canister were developed. These models were used for the applicability evaluation of each technology. Then, the comparative evaluation of the result of applicability evaluation among four technologies was conducted.

Mathematical Modeling of Radioactive Contaminants in the Fukushima Environment

北村 哲浩; 操上 広志; 山口 正秋; 小田 好博; 齋藤 龍郎; 加藤 智子; 新里 忠史; 飯島 和毅; 佐藤 治夫; 油井 三和; et al.

Nuclear Science and Engineering, 179(1), p.104 - 118, 2015/01

https://doi.org/10.13182/NSE13-89

福島第一原子力発電所事故に伴い環境に放出されその後地表に降下した放射性物質の分布を予測することは重要で、速やかに進めて行く必要がある。このような予測を行うために、放射性物質として特に放射性セシウムに着目し、現在複数の数理モデルを開発している。具体的には、土壌の表層流出に伴う放射性セシウムの移行については土壌流亡予測式を用いた流出解析、河川における核種移行については河川解析コードTODAM・iRICを用いた移行解析、河口域における土砂堆積については3次元解析コードROMS等を応用した堆積解析を行っている。また、セシウムと土壌の吸着メカニズムについては分子原子レベルの分子挙動計算法を用いた解析を開始しており、最終目標として吸着係数等の把握を目指している。

高転換型革新的水冷却炉(HC-FLWR)の炉心設計

中野 佳洋; 秋江 拓志; 奥村 啓介; 大久保 努; 内川 貞夫

JAEA-Research 2008-006, 37 Pages, 2008/03

JAEA-Research-2008-006.pdf:35.13MB

革新的水冷却炉(FLWR)を構成する二つの炉心概念のうち、高転換型炉(HC-FLWR)について炉心設計を行い、その基本仕様を作成した。FLWRは、既存の軽水炉技術に基づいた熱出力3,926MWの沸騰水型軽水炉で、高富化度MOX燃料を用い、燃料棒は六角形のチャンネルボックス内に稠密に三角格子配置される。HC-FLWRの炉心設計では、まず予備的なパラメータサーベイ計算を行い、大まかな炉心仕様を求めた。その結果を受けて、核熱結合炉心計算コードMOSRAを用いた設計計算を行った。一次元核熱結合炉心燃焼計算を行って炉心仕様を絞り込み、燃料棒直径1.12cm,Puf富化度11%,MOX長85cm,冷却材炉心流量10t/s,炉心入口温度550K等の炉心仕様を得た。この炉心について三次元核熱結合炉心燃焼を行うとともに、燃料交換パターンを検討し、負のボイド反応度係数を維持し、出力ピーキング係数は許容範囲内に収まり、MOX領域の取出燃焼度が56GWd/t,Puf残存比が0.84という炉心性能を有する炉心設計仕様・燃料交換パターンを構築した。

Micro-PIXE technique for the study of asian dust sources

笠原 三紀夫*; Ma, C.-J.*; 奥村 智憲*; 小嶋 拓治; 箱田 照幸; 田口 光正; 酒井 卓郎; 小原 祥裕

JAERI-Review 2004-025, TIARA Annual Report 2003, p.256 - 258, 2004/11

https://jopss.jaea.go.jp/pdfdata/JAERI-Review-2004-025-p0248-p0374.pdf

黄砂発生源である中国における4か所の異なる砂漠地域の砂を対象に、バルクあるいは粒子単体をそれぞれPIXEとマイクロPIXE分析により調べた。この結果、モルフォロジー,色そして大きさといった物理的特性を基本的に決定した。また、それぞれの砂漠のバルク状砂の化学的性質も相対的元素量として特定した。個々の砂粒子に関する元素分布及びスペクトルからは、それらの各特性が明らかになった。以上から、この研究で得られた砂漠砂の物理化学的特性に関する知見は、人為的な環境汚染物質や海塩のどんな種類のものが黄砂に共存しているかを知る一助となると考える。

核融合炉工学概論; 未来エネルギーへの挑戦

関 昌弘; 菱沼 章道; 栗原 研一; 秋場 真人; 阿部 哲也; 石塚 悦男; 今井 剛; 榎枝 幹男; 大平 茂; 奥村 義和; et al.

核融合炉工学概論; 未来エネルギーへの挑戦, 246 Pages, 2001/09

本書は、炉工学的基礎を有し核融合に関心のある方々に対して、核融合炉の原理とその実現に必要な多岐にわたる技術、さらに総合システムとしての核融合炉の理解に役に立つことを目指したものである。本文は2部構成になっており、第1部では核融合炉の原理と誕生までのシナリオを、そして第2部では、核融合炉を構成する主要な装置・機器に関する研究開発の現状を、最近のデータをもとにまとめてある。

Development of key technologies for steady state tokamak reactor in JAERI

渡邊 和弘; 秋場 真人; 秦野 歳久; 今井 剛; 栗山 正明; 小原 祥裕; 奥村 義和; 辻 博史

Proceedings of 10th International Toki Conference on Plasma Physics and Controlled Nuclear Fusion (ITC-10), p.525 - 529, 2000/00

原研における定常トカマク炉に向けての主要な工学技術の開発状況について述べる。電流駆動のための高エネルギーNBIについては、負イオンの1MeV加速、30mA/cmの高電流密度負イオン生成、140時間の負イオン連続生成等にそれぞれ成功し、MeV級のNBI実現の見通しを得た。またRF加熱では、170GHzで450kW,110GHzで1MWの発振出力を、ダイヤモンド窓を用いることにより成功し、ECRF装置の見通しを示した。トカマク本体の工学技術に関しても、F82Hを用いた低放射化のブランケットモデルで2.7MW/mの熱負荷5000サイクル以上を確認し、ダイバータ実規模モデルにおいても、定常熱負荷5MW/mで3000サイクル以上、20MW/m・10Sで1000サイクル以上を確認し、実現性を示した。プラズマ閉じ込めの大型超伝導磁石については、46kAで13Tの磁場を1T/sの速度で発生できる中心ソレノイドコイルモデルを製作し、試験を開始した。

ITER工学R&Dにおける成果

松田 慎三郎; 辻 博史; 小泉 興一; 秋場 真人; 小原 祥裕; 柴沼 清; 西 正孝; 阿部 哲也; 奥村 義和; 今井 剛; et al.

プラズマ・核融合学会誌, 75(Suppl.), p.1 - 96, 1999/05

ITER工学R&Dは、核融合実験炉を構成するすべての技術について、設計のベースとなるデータの取得や設計の成立性を実証することを目的として、4極(EU、日本、ロシア、米国)が協力して進めてきたものである。それらは、トカマク炉心を構成する要素機器の技術のほか、周辺機器としての加熱・電流駆動技術(NBI,RF)、遠隔保守技術、トリチウム技術、燃料給気・排気技術、計測診断要素技術及び安全性などにかかわる開発を含んでいる。本報告書は、ITER工学R&Dとして得られた成果の概要がわかるよう、また、我が国の実施分が中心ではあるが、他極の実施分もわかるようにまとめた。

Development of a multiaperture, multistage electrostatic accelerator for hydrogen negative ion beams

渡邊 和弘; 藤原 幸雄; 花田 磨砂也; 井上 多加志; 宮本 賢治; 宮本 直樹*; 小原 祥裕; 奥村 義和

Review of Scientific Instruments, 69(2), p.986 - 988, 1998/02

https://doi.org/10.1063/1.1148619

1MeV級の水素負イオンビーム加速を目指して、多孔5段の静電加速管の開発を行っている。これまでに、加速電源の放電抵抗を高くし、放電破壊時エネルギーを抑制することにより、920kVの電圧保持を可能とした。ビーム光学の実験において、電圧、電流の最適化により、中間電極電流が小さくビーム電流が最大となる条件を得ることができ、その条件でビームレットも分離して観測されることを確認した。この条件はビーム軌道計算の結果とも一致している。高エネルギービーム加速においては、最高で868keV,19mA,1sの加速電流を得ることに成功している。