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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.; 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.
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, 10 Pages, 2025/00
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.
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：39.15(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：9.12(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.
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.
稲葉 良知; 坂本 太一; 山浦 高幸
JAEA-Technology 2009-080, 22 Pages, 2010/02
JAEA-Technology-2009-080.pdf:7.06MB
材料試験炉(JMTR)において実施する軽水炉燃料の燃料異常過渡試験では、キャプセル型の試験装置(燃料異常過渡試験装置)を用い、試験燃料の出力過渡による健全性を評価する。照射試験に先立ち、燃料異常過渡試験で用いるキャプセルを模擬し、試験燃料棒に替えて電気ヒーターピンを用いた炉外試験装置を設計・製作した。製作した炉外試験装置を用い、照射試験の試験方法策定のために必要な試験を行った。本報告書では、炉外装置の概要,試験計画及び自然対流型キャプセルを模擬した試験について述べた。試験の結果、BWR及びPWRの冷却水圧力条件下で直径9.5mmのヒーターピンを用いても、核沸騰から膜沸騰への遷移を起こすことなく線出力600W/cmが達成可能であることを確認した。
飯村 光一; 坂本 太一; 菅野 勝; 堀 直彦
FAPIG, (178), p.14 - 18, 2009/02
日本原子力研究開発機構大洗研究開発センターでは、2011年度に材料試験炉(JMTR)を再稼働させる予定で改修計画が進められている。再稼働後におけるJMTRの有効利用の一環として、放射性医薬品として核医学の分野で最も多く用いられているテクネチウム-99m(
Tc)の親核種であるモリブデン-99(
Mo)の製造が計画されている。Moは、その供給をすべて輸入に依存している状況にあることから、産業界と共同でMoの一部国産化を目指すものである。本書では、Moの製造に必要な照射装置の選定や照射後工程において製品化のために必要な装置等の基本計画について紹介する。
細川 甚作; 菅野 勝; 坂本 太一
JAEA-Technology 2008-038, 24 Pages, 2008/06
JAEA-Technology-2008-038.pdf:2.95MB
日本原子力研究開発機構大洗研究開発センターでは、2011年度に材料試験炉(以下、JMTRという。)を再稼働させる予定で改修計画が進められている。再稼働後におけるJMTRの有効利用の一環としてシリコン半導体の製造を検討している。シリコン半導体は今や世界各国、さまざまな産業分野で使用されており、最近は、大口径シリコン半導体(シリコンウェーハ)の需要が高まってきている。シリコン半導体を製作するには、さまざまな方法があるが、ここでは、大洗研究開発センターのJMTRにおいてNTD法(Neutron Transmutation Doping)を用いたシリコン半導体の製造について検討を行った。本報告では、JMTRへ設置予定のシリコン半導体製造装置の概念検討をまとめたものである。
Mo製造設備の概念検討飯村 光一; 細川 甚作; 菅野 勝; 北島 敏雄; 中川 哲也; 坂本 太一; 堀 直彦; 河村 弘
JAEA-Technology 2008-035, 47 Pages, 2008/06
JAEA-Technology-2008-035.pdf:7.91MB
日本原子力研究開発機構大洗研究開発センターでは、2011年度に材料試験炉(JMTR)を再稼働させる予定で改修計画が進められている。再稼働後におけるJMTRの有効利用の一環として、放射性医薬品として核医学の分野で最も多く用いられているテクネチウム-99m(Tc)の親核種であるモリブデン-99(Mo)の製造が計画されている。Moは、その供給をすべて輸入に依存している状況にあることから、産業界と共同でMoの一部国産化を目指すものである。本報告書では、Moの製造に必要な照射装置の選定,構成及び照射後工程において製品化のために必要な装置等の技術的な検討並びに製造にかかわるコスト面の検討結果について述べる。
線法の数値解析と解析結果の評価冠城 雅晃; 芝 知宙; 松村 太伊知; 坂本 雅洋; 寺島 顕一; 杉崎 沙希*; 奥村 啓介
no journal, ,
福島第一原子力発電所の廃止措置に資するため、原子炉格納容器内部から取り出された回収物に対して、燃料デブリと放射性廃棄物の仕分けに資する非破壊計測技術の開発を進めている。本発表では、候補技術の一つであるパッシブ線法に関する実測と数値解析の評価結果について報告する。
松村 太伊知; 奥村 啓介; 神野 郁夫; Riyana E. S.; 寺島 顕一; 坂本 雅洋; 佐藤 若英*
no journal, ,
福島第一原子力発電所の廃炉において、回収物中の核燃料物質の有無また含有量を把握することは重要である。核燃料物質として中性子によって誘導核分裂を起こすU(MAを含む)を想定し、14MeV高速中性子の照射で発生する遅発中性子を用いてU量の評価が可能な手法を提案する。
線法の研究開発寺島 顕一; 松村 太伊知; 坂本 雅洋; 冠城 雅晃; 芝 知宙; 杉崎 沙希*; 奥村 啓介
no journal, ,
福島第一原子力発電所の原子炉格納容器から取り出される回収物に対して、燃料デブリと放射性廃棄物の仕分けに資する非破壊計測技術の開発を進めている。同技術としては、複数の候補手法が検討されている中、本発表では、パッシブ線法の要素試験について報告する。燃料デブリは、燃料溶融前の燃焼度が広範囲であることと、取り出し期間が長期におよぶことが予想されることから、採取される燃料デブリの条件により、計測に係る放射能特性が大きく変動することが考えられる。そこで、溶融前燃料の燃焼度、冷却期間、材料組成などが大きく異なる、TMI-2燃料デブリと軽水炉使用済み燃料切断片の2つの試料を対象として、燃焼計算ならびに放射線輸送計算による事前解析を実施するとともに、両試料に対するパッシブ線の実測試験を行った。本発表では事前解析手法とJAEA燃料試験施設におけるホットセル試験の概要について説明する。
Cm, 
Cm坂本 雅洋; 奥村 啓介; 神野 郁夫; 松村 太伊知; Riyana E. S.; 寺島 顕一
no journal, ,
東京電力福島第一原子力発電所事故で発生した燃料デブリ等へ適用する合理的な核種インベントリ評価手法の開発を進めている。本報では理論的スケーリングファクタ法と非破壊計測技術の組み合わせにより、廃棄物処分で重要とされる難分析アクチノイド核種Cm、Cmのインベントリ評価手法を提案する。
Riyana, E. S.; 奥村 啓介; 坂本 雅洋; 松村 太伊知; 寺島 顕一
no journal, ,
We enabled to consider the spontaneous fission reaction in subcritical neutron multiplying system by modifying the OpenMC depletion calculation code version 0.11. With the code, it is possible to estimate the quantity of short half-life fission products in the subcritical system. As a demonstration and fuel debris storage preliminary study, the code was applied to the fuel debris storage canister filled with nuclear materials and spontaneous fission nuclides. As a result, the ability was successfully shown to provide the information on short half-life fission products over time and to provide the relationship between the activity ratio of 88Kr-to-135Xe and effective neutron multiplication factor.
Riyana, E. S.; 奥村 啓介; 坂本 雅洋; 松村 太伊知; 寺島 顕一
no journal, ,
Fuel debris has inherent neutron sources due to mostly spontaneous fissions. Therefore, the fuel debris inside a canister can be seen as a subcritical system with fixed neutron sources. A depletion calculation for the fuel debris inside the canister has been performed. The calculation results show the activity ratio of Kr-to-Xe in the fuel debris canister depending on the material compositions and effective neutron multiplication factor.
Riyana, E. S.; 坂本 雅洋; 松村 太伊知; 寺島 顕一; 奥村 啓介
no journal, ,
We investigated the possibility of estimating the effective neutron multiplication factor (k
) of the fuel-debris canister using remote gas-radioactivity measurement. The fuel-debris compositions inside a canister may vary and depend on the fuel-debris location inside the primary containment vessel and fuel-debris removal process. Our calculation result demonstrates the correlation between k and the activity ratio of Kr-to-Xe for the various fuel debris material conditions such as fuel burn-up degree before the accident of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Stations (1F), canister filling rate, water fraction, and fuel-debris type.
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.
