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論文

MAAP code analysis for the in-vessel phase of Fukushima-Daiichi Nuclear Power Station Unit 1 and comparison of the results among Units 1 to 3

佐藤 一憲; 吉川 信治; 山下 拓哉; 下村 健太; Cibula, M.*; 溝上 伸也*

Nuclear Engineering and Design, 422, p.113088_1 - 113088_24, 2024/06

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2024.113088

The accident progression of the in-vessel phase of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station Unit 1 was analyzed using the MAAP code. Although there is a large uncertainty in the initial stage of accident progression behavior in Unit 1 with little measurement data, it is presumed to have similarities to that of Unit 3. As a result, in Unit 1, since there was almost no alternative water injection during the in-vessel phase, cooling of the debris transferred to the lower plenum was small. It was likely that a large molten pool of metals had formed, and that the steam supply to the high-temperature core materials was suppressed and metal oxidation was relatively small. The analysis results for Unit 1 were compared with those for Units 2 and 3, and differences between units such as the thermal conditions of the debris that relocated to the pedestal and the degree of metal oxidation were shown.

論文

MAAP code analysis focusing on the fuel debris conditions in the lower head of the pressure vessel in Fukushima-Daiichi Nuclear Power Station Unit 3

佐藤 一憲; 吉川 信治; 山下 拓哉; 下村 健太; Cibula, M.*; 溝上 伸也*

Nuclear Engineering and Design, 414, p.112574_1 - 112574_20, 2023/12

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2023.112574

Based on the updated knowledge from plant-internal investigations, experiments and computer-model simulations until now, the in-vessel phase of Fukushima-Daiichi Nuclear Power Station Unit 3 was analyzed using the MAAP code. In Unit 3, it is considered that ca. 40 percent of UO$$_{2}$$ fuel was molten when core materials relocated to the lower plenum of the reactor pressure vessel. Initially relocated molten materials would have been fragmented by mixing with liquid water, while solid materials would have relocated later on. With this two-step relocation, debris in the lower plenum seems to have been permeable for coolant, thus debris seems to have been once cooled down effectively. Although the present MAAP analysis seems to slightly underestimate core-material oxidation during the relocation period, this probable underestimation was compensated for by an existing study that was considered more reliable, so that more realistic debris conditions in the lower plenum could be obtained. Probable debris reheat-up behavior was evaluated based on interpretation of the pressure data. This evaluation predicted that the fuel debris in the lower plenum was basically in solid-phase at the time when it relocated to the pedestal. With this study, basic validity of the former prediction of the Unit 3 accident progression behavior was confirmed, and detailed boundary conditions for future studies addressing the later phases were provided.

論文

Comprehensive analysis and evaluation of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station Unit 3

山下 拓哉; 本多 剛*; 溝上 暢人*; 野崎 謙一朗*; 鈴木 博之*; Pellegrini, M.*; 酒井 健*; 佐藤 一憲; 溝上 伸也*

Nuclear Technology, 209(6), p.902 - 927, 2023/06

https://doi.org/10.1080/00295450.2022.2157663
 被引用回数：2 パーセンタイル：90.12(Nuclear Science & Technology)

The estimation and understanding of the state of fuel debris and fission products inside the plant is an essential step in the decommissioning of the TEPCO Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (1F). However, the direct observation of the plant interior, which is under a high radiation environment, is difficult and limited. Therefore, in order to understand the plant interior conditions, a comprehensive analysis and evaluation is necessary, based on various measurement data from the plant, analysis of plant data during the accident progression phase and information obtained from computer simulations for this phase. These evaluations can be used to estimate the conditions of the interior of the reactor pressure vessel (RPV) and the primary containment vessel (PCV). Herein, 1F Unit 3 was addressed as the subject to produce an estimated diagram of the fuel debris distribution from data obtained about the RPV and PCV based on the comprehensive evaluation of various measurement data and information obtained from the accident progression analysis, which were released to the public in November 2022.

論文

MAAP code analysis focusing on the fuel debris condition in the lower head of the pressure vessel in Fukushima-Daiichi Nuclear Power Station Unit 2

佐藤 一憲; 吉川 信治; 山下 拓哉; Cibula, M.*; 溝上 伸也*

Nuclear Engineering and Design, 404, p.112205_1 - 112205_21, 2023/04

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2023.112205
 被引用回数：2 パーセンタイル：90.12(Nuclear Science & Technology)

これまでのプラント内部調査、実験、コンピュータモデルシミュレーションから得られた最新の知見に基づき、福島第一原子力発電所2号機の原子炉圧力炉容器内フェーズに対するMAAP解析を実施した。2号機では、炉心物質が圧力容器の下部プレナムに移動し、そこで冷却材によって冷却されて固化したときのエンタルピーが比較的低かったと考えられる。MAAPコードは、炉心物質リロケーション期間中の炉心物質の酸化の程度を過小評価する傾向があるが、酸化に係るより信頼性の高い既存研究を活用することによって補正を行うことで、下部プレナム内の燃料デブリ状態の、より現実的な評価を行った。この評価により、2号機事故進展挙動に係る既往予測の基本的妥当性が確認され、今後の後続過程研究を進めるための詳細な境界条件を提供した。下部ヘッドの破損とペデスタルへのデブリ移行に至るデブリ再昇温プロセスに対処する将来研究に、本研究で得た境界条件を反映する必要がある。

論文

High-sensitive XANES analysis at Ce L$$_{2}$$-edge for Ce in bauxites using transition-edge sensors; Implications for Ti-rich geological samples

Li, W.*; 山田 真也*; 橋本 直; 奥村 拓馬*; 早川 亮大*; 新田 清文*; 関澤 央輝*; 菅 大暉*; 宇留賀 朋哉*; 一戸 悠人*; et al.

Analytica Chimica Acta, 1240, p.340755_1 - 340755_9, 2023/02

https://doi.org/10.1016/j.aca.2022.340755
 被引用回数：2 パーセンタイル：31.9(Chemistry, Analytical)

希土類元素は放射性元素であるアクチノイドのアナログ元素としてしばしば利用される。セリウム(Ce)は希土類元素の中でも+3価と+4価の両方をとり得る特別な元素である。環境試料中のCeの+3価と+4価の比を調べる手段としてX線吸収端近傍構造(XANES)が有力であったが、チタン濃度が高いと蛍光X線の干渉のために測定ができないという問題があった。本研究では、L$$_{3}$$吸収端だけでなくL$$_{2}$$吸収端を調べ、さらに新しい検出器であるtransition-edge sensor (TES)を利用することでこれまでは測定が難しかった試料も測定可能にした。この結果は様々な環境試料に応用可能である。

論文

The Experimental and simulation results of LIVE-J2 test; Investigation on heat transfer in a solid-liquid mixture pool

間所 寛; 山下 拓哉; Gaus-Liu, X.*; Cron, T.*; Fluhrer, B.*; 佐藤 一憲; 溝上 伸也*

Nuclear Technology, 209(2), p.144 - 168, 2023/02

https://doi.org/10.1080/00295450.2022.2121545
 被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)

Since the reactor pressure vessel (RPV) lower head failure determines the subsequent ex-vessel accident progression, it is a key issue to understand the accident progression of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (1F). The RPV failure is largely affected by thermal loads on the vessel wall and thus it is inevitable to understand thermal behavior of molten metallic pool with co- existence of solid oxide fuel debris. In the past decades, numerous experiments have been conducted to investigate a homogeneous molten pool behavior. Few experiments, however, addresses the melting and heat transfer process of debris bed consisted of materials with different melting temperatures. LIVE-J2 experiment aimed to provide the experimental data on a solid-liquid mixture pool in a simulated RPV lower head under various conditions. The extensive measurements of the melt temperature indicate the heat transfer regimes in a solid-liquid mixture pool. The test results showed that the conductive heat transfer was dominant during the steady state along the vessel wall boundary and that convective heat transfer takes place inside the mixture pool. Besides the experimental performance, the test case was numerically simulated by using ANSYS Fluent. The simulation results generally agree with the measured experimental data. The flow regime and transient melt evolution were able to be estimated by the calculated velocity field and the crust thickness, respectively.

論文

LIVE-J1 experiment on debris melting behavior toward understanding late in-vessel accident progression of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station

間所 寛; 山下 拓哉; 佐藤 一憲; Gaus-Liu, X.*; Cron, T.*; Fluhrer, B.*; St$"a$ngle, R.*; Wenz, T.*; Vervoortz, M.*; 溝上 伸也

Proceedings of 19th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-19) (Internet), 16 Pages, 2022/03

Debris and molten pool behavior in the reactor pressure vessel (RPV) lower plenum is a key factor to determine its failure mode, which affects the initial condition of ex-vessel accident progression and the debris characteristics. These are necessary information to accomplish safe decommissioning of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station. After dryout of the solidified debris in the lower plenum, metallic debris is expected to melt prior to the oxide debris due to its lower melting temperature. The lower head failure is likely be originated by the local thermal load attack of a melting debris bed. Numerous experiments have been conducted in the past decades to investigate the homogeneous molten pool behavior with external cooling. However, few experiments address the transient heat transfer of solid-liquid mixture without external cooling. In order to enrich the experimental database of melting and heat transfer process of debris bed consisted of materials with different melting temperatures, LIVE-J1 experiment was conducted using ceramic and nitrate particles as high melting and low melting temperature simulant materials, respectively. The test results showed that debris height decreased gradually as the nitrate particles melt, and molten zone and thermal load on vessel wall were shifted from bottom upwards. Both conductive and convective heat transfer could take place in a solid-liquid mixture pool. These results can support the information from the internal investigations of the primary containment vessel and deepen the understanding of the accident progression.

論文

The Effects of addition of carbon dioxide and water vapor on the dynamic behavior of spherically expanding hydrogen/air premixed flames

勝身 俊之; 吉田 康人*; 中川 燎*; 矢澤 慎也*; 熊田 正志*; 佐藤 大輔*; Thwe Thwe, A.; Chaumeix, N.*; 門脇 敏

Journal of Thermal Science and Technology (Internet), 16(2), p.21-00044_1 - 21-00044_13, 2021/00

https://doi.org/10.1299/jtst.2021jtst0026
 被引用回数：5 パーセンタイル：36.79(Thermodynamics)

水素/空気予混合火炎の動的挙動の特性に及ぼす二酸化炭素と水蒸気の添加の影響を実験的に解明した。シュリーレン画像により、火炎面の凹凸が低い当量比で明瞭に観察された。火炎半径が大きくなると共に伝播速度は単調に増加し、火炎面の凹凸の形成に起因する火炎加速が生じた。不活性ガスの添加量を増やすと、特にCO$$_{2}$$添加の場合、伝播速度が低下した。さらに、マークスタインの長さと凹凸係数が減少した。これは、CO$$_{2}$$またはH$$_{2}$$Oの添加が水素火炎の不安定な動きを促進したことを示してあり、拡散熱効果の強化が原因であると考えられる。水素火炎の動的挙動の特性に基づいて、火炎加速を含む伝播速度の数学モデルで使用されるパラメータが得られ、その後、さまざまな条件下での火炎伝播速度が予測された。

論文

Comprehensive analysis and evaluation of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station Unit 2

山下 拓哉; 佐藤 一憲; 本多 剛*; 野崎 謙一朗*; 鈴木 博之*; Pellegrini, M.*; 酒井 健*; 溝上 伸也*

Nuclear Technology, 206(10), p.1517 - 1537, 2020/10

https://doi.org/10.1080/00295450.2019.1704581
 被引用回数：13 パーセンタイル：86.19(Nuclear Science & Technology)

The estimation and understanding of the state of fuel debris and fission products inside the plant is an essential step in the decommissioning of the TEPCO Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (1F). However, the direct observation of the plant interior, which is under a high radiation environment. Therefore, in order to understand the plant interior conditions, the comprehensive analysis and evaluation is necessary, based on various measurement data from the plant, analysis of plant data during the accident progression phase and information obtained from computer simulations for this phase. These evaluations can be used to estimate the conditions of the interior of the reactor pressure vessel (RPV) and the primary containment vessel (PCV). Herein, 1F Unit 2 was addressed as the subject to produce an estimated map of the fuel debris distribution from data obtained about the RPV and PCV based on the comprehensive evaluation of various measurement data and information obtained from the accident progression analysis, which were released to the public in June 2018.

論文

Production of $$^{266}$$Bh in the $$^{248}$$Cm($$^{23}$$Na,5$$n$$)$$^{266}$$Bh reaction and its decay properties

羽場 宏光*; Fan, F.*; 加治 大哉*; 笠松 良崇*; 菊永 英寿*; 小森 有希子*; 近藤 成美*; 工藤 久昭*; 森本 幸司*; 森田 浩介*; et al.

Physical Review C, 102(2), p.024625_1 - 024625_12, 2020/08

https://doi.org/10.1103/PhysRevC.102.024625
 被引用回数：6 パーセンタイル：59.56(Physics, Nuclear)

The nuclide $$^{266}$$Bh was produced in the $$^{248}$$Cm($$^{23}$$Na,5n)$$^{266}$$Bh reaction at beam energies of 125.9, 130.6, and 135.3 MeV. Decay properties of $$^{266}$$Bh were investigated with a rotating wheel apparatus for $$alpha$$ and spontaneous fission (SF) spectrometry under low background conditions attained by a gas-jet transport system coupled to the RIKEN gas-filled recoil ion separator. The half-life of $$^{266}$$Bh was measured to be $$T_{rm 1/2}$$ = 10.0$$^{+2.6}_{-1.7}$$ s. The $$alpha$$-particle energies of $$^{266}$$Bh disperse widely in the range of 8.62 - 9.40 MeV. The maximum production cross section for the $$^{248}$$Cm($$^{23}$$Na,5n)$$^{266}$$Bh reaction was determined to be $$sigma$$ = 57 $$pm$$ 14 pb at 130.6 MeV.

論文

Electron-tracking Compton camera imaging of technetium-95m

初川 雄一*; 早川 岳人*; 塚田 和明; 橋本 和幸*; 佐藤 哲也; 浅井 雅人; 豊嶋 厚史; 谷森 達*; 園田 真也*; 株木 重人*; et al.

PLOS ONE (Internet), 13(12), p.e0208909_1 - e0208909_12, 2018/12

AA2018-0639.pdf:2.39MB

https://doi.org/10.1371/journal.pone.0208909
 被引用回数：3 パーセンタイル：30.05(Multidisciplinary Sciences)

電子飛跡検出型コンプトンカメラ(ETCC)を用いて放射性同位元素$$^{95m}$$Tcの画像撮像を実施した。$$^{95m}$$Tcは、204, 582, 835keVの3本の$$gamma$$線を放出し、濃縮同位体$$^{95}$$Moを用いて$$^{95}$$Mo(p,n)$$^{95m}$$Tc反応で合成される。濃縮$$^{95}$$Mo同位体三酸化物の再利用について実験を実施し、再生率70$$sim$$90%を達成した。画像は3本の$$gamma$$線それぞれを用いて解析し取得した。その結果、$$gamma$$線エネルギーが高いほど空間分解能が向上することが判り、$$^{95m}$$Tcのような高エネルギー$$gamma$$線放出核を利用することで、ETCCが人体の深部の組織や器官の医療画像撮像に有効であることを示唆する結果を得た。

論文

Complex chemistry with complex compounds

Eichler, R.*; 浅井 雅人; Brand, H.*; Chiera, N. M.*; Di Nitto, A.*; Dressler, R.*; D$"u$llmann, Ch. E.*; Even, J.*; Fangli, F.*; Goetz, M.*; et al.

EPJ Web of Conferences, 131, p.07005_1 - 07005_7, 2016/12

https://doi.org/10.1051/epjconf/201613107005
 被引用回数：3 パーセンタイル：72.98(Chemistry, Inorganic & Nuclear)

近年、物理的な前段分離装置を活用することにより、超重元素の比較的不安定な単一分子の合成と研究が気相化学研究によって可能になった。非常に揮発性の高い106番元素のヘキサカルボニル錯体Sg(CO)$$_{6}$$の合成は最近の大きな成果である。この成功を受けて、中心金属原子と周囲の配位子間の第一乖離エネルギーの測定を第2世代の実験として実施した。管状の分解反応装置を用いた手法を開発し、短寿命のMo(CO)$$_{6}$$, W(CO)$$_{6}$$, Sg(CO)$$_{6}$$錯体に適用することに成功した。

論文

国際核融合エネルギー研究センターの高性能計算機システムHeliosを利用した国内シミュレーション研究プロジェクトの進展

石澤 明宏*; 井戸村 泰宏; 今寺 賢志*; 糟谷 直宏*; 菅野 龍太郎*; 佐竹 真介*; 龍野 智哉*; 仲田 資季*; 沼波 政倫*; 前山 伸也*; et al.

プラズマ・核融合学会誌, 92(3), p.157 - 210, 2016/03

http://www.jspf.or.jp/Journal/PDF_JSPF/jspf2016_03/jspf2016_03-157.pdf

幅広いアプローチ協定に基づいて国際核融合エネルギー研究センター(IFERC)の計算機シミュレーションセンター(CSC)に設置された高性能計算機システムHeliosは、2012年1月に運用を開始し、日欧の磁気核融合シミュレーション研究に供用され、高い利用率の実績を示すとともに、炉心プラズマ物理から炉材料・炉工学にわたる広い分野で多くの研究成果に貢献している。本プロジェクトレビューの目的は、国内の大学や研究機関においてHeliosを利用して進められているシミュレーション研究プロジェクトとその成果を一望するとともに、今後予想される研究の進展を紹介することである。はじめにIFERC-CSCの概要を示した後、各研究プロジェクト毎にその目的、用いられる計算手法、これまでの研究成果、そして今後必要とされる計算を紹介する。

論文

Production of $$^{rm 95m}$$Tc for Compton camera imaging

初川 雄一; 橋本 和幸; 塚田 和明; 佐藤 哲也; 浅井 雅人; 豊嶋 厚史; 永井 泰樹; 谷森 達*; 園田 真也*; 株木 重人*; et al.

Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 303(2), p.1283 - 1285, 2015/02

https://doi.org/10.1007/s10967-014-3508-0
 被引用回数：2 パーセンタイル：17.57(Chemistry, Analytical)

$$^{rm 99m}$$Tcは広く医療診断に用いられている放射性診断薬であり、数多くの標識化合物が開発されている。近年天体核物理分野で開発されてきたコンプトンカメラの医療用への応用研究が行われているが141keVの放出$$gamma$$線を有する$$^{rm 99m}$$Tcは$$gamma$$線エネルギーが低くコンプトンカメラには不向きである。そこでより高エネルギー$$gamma$$線を放出するテクネチウム同位体の開発が求められている。800keVの$$gamma$$線を放出する$$^{rm 95m}$$Tcはコンプトンカメラ用RIの候補の一つである。本研究ではタンデム加速器で$$^{rm 95m}$$Tcを生成し、これを京都大学で開発されているコンプトンカメラでの撮像実験に供した。

報告書

超深地層研究所計画 年度報告書(2012年度)

濱 克宏; 見掛 信一郎; 西尾 和久; 松岡 稔幸; 石橋 正祐紀; 笹尾 英嗣; 引間 亮一*; 丹野 剛男*; 真田 祐幸; 尾上 博則; et al.

JAEA-Review 2013-050, 114 Pages, 2014/02

JAEA-Review-2013-050.pdf:19.95MB

日本原子力研究開発機構東濃地科学センターでは、「地層処分技術に関する研究開発」のうち深地層の科学的研究(地層科学研究)の一環として、結晶質岩(花崗岩)を対象とした超深地層研究所計画を進めている。本計画は、「第1段階;地表からの調査予測研究段階」、「第2段階;研究坑道の掘削を伴う研究段階」、「第3段階;研究坑道を利用した研究段階」の3段階からなり、2012年度は、第2段階および第3段階の調査研究を進めた。本報告書は、2010年度に改定した「超深地層研究所地層科学研究基本計画」に基づいた、超深地層研究所計画の第2段階および第3段階の調査研究のうち2012年度に実施した(1)調査研究、(2)施設建設、(3)共同研究等の成果を取りまとめたものである。

報告書

超深地層研究所計画 年度報告書(2011年度)

國丸 貴紀; 見掛 信一郎; 西尾 和久; 鶴田 忠彦; 松岡 稔幸; 石橋 正祐紀; 笹尾 英嗣; 引間 亮一; 丹野 剛男; 真田 祐幸; et al.

JAEA-Review 2013-018, 169 Pages, 2013/09

JAEA-Review-2013-018.pdf:15.71MB

日本原子力研究開発機構東濃地科学センターでは、「地層処分技術に関する研究開発」のうち深地層の科学的研究(地層科学研究)の一環として、結晶質岩(花崗岩)を対象とした超深地層研究所計画を進めている。本計画は、「第1段階; 地表からの調査予測研究段階」、「第2段階; 研究坑道の掘削を伴う研究段階」、「第3段階; 研究坑道を利用した研究段階」の3段階からなり、2011年度は、第2段階及び第3段階の調査研究を進めた。本報告書は、2010年度に改訂した「超深地層研究所地層科学研究基本計画」に基づいた、超深地層研究所計画の第2段階及び第3段階の調査研究のうち2011年度に実施した(1)調査研究、(2)施設建設、(3)共同研究等の成果を取りまとめたものである。

論文

SAS4A analysis of CABRI experiments for validation of axial fuel expansion model

石田 真也; 佐藤 一憲

Proceedings of 15th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-15) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2013/05

Axial fuel expansion introduces negative reactivity and provides an inherently safe mechanism promptly responding the fuel heat-up; therefore it plays a key role in IP sequence. For the validation of the axial fuel expansion model with a computer code SAS4A, the analytical results were compared with the CABRI experimental data. It was firstly confirmed that the SAS4A model with a standard option for axial fuel expansion resulted in somewhat overestimation of fuel expansion for some experiments, which is caused by the particular axial gap enhanced during the preparation of the CABRI experiments. Although this effect is not expected in the real accident condition, one can get rid of this uncertainty introducing a conservative approach in which the cladding restricts the fuel column expansion. Secondly, this alternative option for fuel expansion model was adopted and it was confirmed that this method could give reasonable fuel expansion with a sufficiently conservative characteristic.

論文

High-resolution Compton cameras based on Si/CdTe double-sided strip detectors

小高 裕和*; 一戸 悠人*; 武田 伸一郎*; 福山 太郎*; 萩野 浩一*; 齋藤 新也*; 佐藤 有*; 佐藤 悟朗*; 渡辺 伸*; 国分 紀秀*; et al.

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 695, p.179 - 183, 2012/12

https://doi.org/10.1016/j.nima.2011.12.061
 被引用回数：23 パーセンタイル：84.01(Instruments & Instrumentation)

Si/CdTe半導体両面ストリップ検出器(DSD)を用いた新しいコンプトンカメラの開発を行った。このカメラは、各面において電極が128ストリップ(250$$mu$$mピッチ)で分割されている、厚さ500$$mu$$mのSi-DSDと4層の厚さ750$$mu$$mのCdTe-DSDから成り、ファインピッチのDSDを4mm間隔で積層配置することで、高角度分解能(356keVで4.5度、662keVで3.5度)を有しかつ小型な装置を実現している。許容できる検出効率を保ちつつこのような高解像度を得るために、コンプトン散乱連続スペクトルを用いたエネルギー較正法と、CdTe-DSD内の深度計測を用いたデータ処理法を新たに試みた。さらに、同時マルチエネルギーイメージングの結果を用いて、カメラの撮像能力について詳細な検討を行った。

論文

Applications and imaging techniques of a Si/CdTe Compton $$gamma$$-ray camera

武田 伸一郎*; 一戸 悠人*; 萩野 浩一*; 小高 裕和*; 湯浅 孝行*; 石川 真之介*; 福山 太郎*; 齋藤 新也*; 佐藤 有*; 佐藤 悟朗*; et al.

Physics Procedia, 37, p.859 - 866, 2012/10

https://doi.org/10.1016/j.phpro.2012.04.096
 被引用回数：22 パーセンタイル：98.43(Physics, Applied)

ASTRO-Hミッションのために開発されたSi/CdTe半導体両面ストリップ検出器(DSD)を利用したコンプトンカメラを用い、放射線ホットスポットのモニタリングの実行可能性チェックを目的とした複数放射線源の画像化実験を行った。本装置は半導体検出器によって与えられた良好なエネルギー分解能により、既に商業的な画像処理システムが提供するホットスポットの画像可能力に加え、複数の放射性同位元素を同定する能力を有する。今回の実験では、$$^{133}$$Ba(356keV), $$^{22}$$Na(511keV)及び$$^{137}$$Cs(662keV)の三放射性同位元素を同時に測定し、これらの画像化に成功した。5つの検出器モジュール(有効面積: 1.7$$times$$10$$^{-3}$$cm$$^2$$)を積み重ねることによって、662keVの$$gamma$$線に対し、検出効率1.68$$times$$10$$^{-4}$$、及び、3.8度の角度分解能を確認した。本装置は、より多くの検出器モジュールをスタックすることにより、さらに大きな検出効率を達成することが可能である。

論文

Burning of MOX fuels in LWRs; Fuel history effects on thermal properties of hull and end piece wastes and the repository performance

平野 史生; 佐藤 正知*; 小崎 完*; 稲垣 八穂広*; 岩崎 智彦*; 大江 俊昭*; 加藤 和之*; 北山 一美*; 長崎 晋也*; 新堀 雄一*

Journal of Nuclear Science and Technology, 49(3), p.310 - 319, 2012/03

AA2011-0278.pdf:0.56MB

https://doi.org/10.1080/00223131.2012.660021
 被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)

軽水炉から取り出したMOX使用済燃料を再処理した後に発生するハルエンドピース廃棄体について、地層処分に対する廃棄体の発熱の影響を検討した。MOX使用済燃料の発熱率と、その再処理後に生じるハルエンドピース廃棄体の発熱率は、MOX燃料を軽水炉に装荷する前の履歴に依存して変化する。ここでの履歴とは、再処理してプルトニウムを取り出す前のウラン燃料の燃焼度,冷却期間、及び再処理後に製造されたMOX燃料の貯蔵期間を指す。これらMOX使用済燃料の再処理に伴い発生するハルエンドピース廃棄体の発熱率は、使用済ウラン燃料を長期に渡り冷却した後に(例えば50年間)再処理し、MOX燃料を製造する場合等においても、燃焼度45GWd/tのウラン燃料の再処理で発生するハルエンドピース廃棄体と比較すると極めて高い。こうした廃棄体をセメント固化して地層処分する場合、セメントの温度上限値を80$$^{circ}$$Cとし、MOX燃料の燃焼度を45GWd/tとすると、1体の廃棄体パッケージに収納できるハルエンドピース廃棄体の量は、キャニスターの本数に換算すると0.7-1.6本となり、ウラン燃料の場合の4本と比較すると極めて少ないとの結果が得られた。

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