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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, 8 Pages, 2024/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.18(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：1 パーセンタイル：31.61(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：16.35(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。
寺島 顕一; 冠城 雅晃; 坂本 雅洋; 松村 太伊知; 藤田 学*; 奥村 啓介
no journal, ,
中性子用積算線量計であるバブル線量計(BD)は、ガンマ線に不感、外部電源不要、目視確認が可能、中性子フルエンス率に応じた照射時間調整、などの特長を持っており、福島第一原子力発電所(1F)におけるデブリ検知や容器の非破壊測定への適用が期待できる。そこでBDの適用性評価を目的とし、中性子照射試験を行って基礎データを取得した。
坂本 雅洋; 寺島 顕一; 松村 太伊知; 藤田 学*; 奥村 啓介
no journal, ,
福島第一原子力発電所事故で発生した燃料デブリがどの程度の崩壊熱を出しているか把握しておくことは、今後のデブリ取出しに向けて冷却方法の検討やデブリ輸送・保管容器の除熱評価において重要である。しかし、燃料デブリは燃焼履歴が明確な使用済み燃料のように核種組成が明らかでないため、崩壊熱の評価は容易ではない。そこで本研究ではデブリの重量, 燃焼度, 核種の放出率, 評価時期などのパラメータを考慮した多種多様なデブリの崩壊熱を容易に計算する手法を開発した。
Csの理論的スケーリングファクタの開発寺島 顕一; 坂本 雅洋; 松村 太伊知; 奥村 啓介; 藤田 学*
no journal, ,
Csは地層処分の安全性評価において、放射能インベントリ評価が重視される難分析超寿命FP核種の1つであり、福島第一原子力発電所の事故に起因する放射性廃棄物や燃料デブリ等にも含まれている。従来の使用済み燃料や放射性廃棄物と大きく異なる点は、燃焼履歴が異なる広範囲な燃焼度の原子炉燃料が事故時に高温溶融してCsの多くが揮発したことである。また、従来のスケーリングファクタ法のように、分析結果を蓄積して統計的に相関式を得る方法は、燃料デブリや高線量Cs汚染物の場合には時間と費用を要し得策ではない。この問題を解決するため、測定が比較的容易な
Cs量から、揮発や混合を考慮した理論に基づきCs量を精度よく評価するための理論的スケーリングファクタ法を提案する。
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.
寺島 顕一; 松村 太伊知; 冠城 雅晃; 坂本 雅洋; Riyana, E. S.; 奥村 啓介
no journal, ,
福島第一原子力発電所(1F)の燃料デブリを検知する手法の1つとして、自発核分裂,誘起核分裂,または(
,n)反応に起因する中性子を検出する方法が考えられる。しかし、燃料デブリの性状や適用場所に応じて、バックグラウンドガンマ線や中性子線の強度は大きく変わることが予想され、事前のガンマ線遮蔽の最適化は困難である。バブルディテクー(BD)は、中性子照射により発生する気泡数から中性子積算線量を計測するものであり、ガンマ線に不感,小型,軽量,電源・ケーブル不要,目視確認が可能といった特長を有する。また、極少の中性子線場でも、照射時間を長く設定することにより検出できる可能性がある。そこで、BDの1F現場への適用性を評価するため、BDの中性子照射試験を行い、照射条件に依存した基礎データを取得した。本発表では、本試験で得られた結果を踏まえて、1F現場への適用性について報告する。
線および制動X線の特性評価松村 太伊知; 藤田 学*; 寺島 顕一; 坂本 雅洋; 奥村 啓介
no journal, ,
原子力機構では、これまでに多種多様な取出し燃料デブリに対する崩壊ガンマ線の特性評価を行ってきたが、線及び制動X線については考慮してこなかった。福島第一原子力発電所(1F)の燃料デブリは、燃料に由来するU, TRU, FP、および構造材に由来するジルカロイ, SUS, ペデスタル内のコンクリートなどと溶融混合し、号機や部位に依存して複雑な組成になっていると考えられている。使用済燃料を対象とする従来のコードはこのような多種多様な組成の燃料デブリから放出される線や制動X線への適用は想定されていない。そこで、線スペクトルの理論式,崩壊データ、および粒子輸送モンテカルロ計算コードPHITSを用いて、燃料デブリの取出し時期,揮発性FP放出,燃料デブリ組成,嵩密度,サイズ等に依存した燃料デブリの線と制動X線の特性評価を行った。
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.
寺島 顕一; 坂本 雅洋; 松村 太伊知; 冠城 雅晃; Riyana, E. S.; 能見 貴佳; 奥村 啓介
no journal, ,
福島第一原子力発電所(1F)の格納容器内のような高ガンマ線環境下での燃料デブリ探査や、回収物中の核燃料物質の有無を判断するための手法開発を進めている。その中で、自発核分裂や誘起核分裂などに起因する僅かな中性子を、狭隘空間かつ高ガンマ線環境下で検出する手法として、中性子の積算線量計であるバブルディテクター(BD)に着目した。BDはガンマ線に不感で、小型軽量,目視確認可能,外部電源やケーブル不要といった特長を有している。そこで、BDに対するコバルト60を用いたガンマ線照射試験、ならびにMOX燃料を用いた中性子検出試験を実施した。その結果、速中性子用のBDは10.0kGyまでの高ガンマ線場で利用できること、及びMOX燃料由来の中性子を検出できることを確認した。
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.
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 (keff) of the fuel-debris inside the primary containment vessel (PCV) of unit-2 of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (1F) using remote gas-radioactivity measurement. Our calculation result demonstrates the correlation between keff and the activity ratio (AR) of Kr-to-Xe for various fuel debris compositions and geometry. We also show the time-dependent behavior of the AR of Kr-to-Xe when the keff changes suddenly in PCV.
松村 太伊知; 坂本 雅洋; 寺島 顕一; Riyana, E. S.; 奥村 啓介
no journal, ,
これまでの原子炉格納容器(PCV)内部調査から、福島第一原子力発電所(1F)の1-3号機には、燃料と被覆管等が溶融した後に固化した燃料デブリが存在すると考えられている。2023年には、2号機(1F2)から数g程度の燃料デブリ試料の試験的取り出しが予定されている。燃料デブリの検知において中性子が検出されれば燃料デブリであると推定できるため、燃料デブリから放出される中性子の特性評価を行うことは重要である。そこで、UO燃料のみで構成されていた1F2と本格取出し時期での対象とされMOX燃料を部分的に含んでいた3号機(1F3)からの取出し燃料デブリに対する検出器開発や中性子応答の物理的解釈に資するため、1F2(広範囲燃焼度UO)、1F3(低燃焼度MOX)、TMI-2(低燃焼度UO)の3種類の代表的な燃料デブリモデルに対し、それぞれの燃焼履歴に基づく核種インベントリデータとSOURCES 4Cコードを用いて、燃料デブリから放出される自発核分裂(遅発中性子を含む)と(, n)反応によって放出される中性子の特性評価を行った。
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.
