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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

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.

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:2 パーセンタイル:42.44(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

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

Electronic nematicity above the structural and superconducting transition in BaFe$$_2$$(As$$_{1-x}$$P$$_x$$)$$_2$$

笠原 成*; Shi, H. J.*; 橋本 顕一郎*; 利根川 翔*; 水上 雄太*; 芝内 孝禎*; 杉本 邦久*; 福田 竜生; 寺嶋 孝仁*; Nevidomskyy, A. H.*; et al.

Nature, 486(7403), p.382 - 385, 2012/06

 被引用回数:348 パーセンタイル:99.43(Multidisciplinary Sciences)

The electron nematicity, which break rotational symmetry of the crystal lattice, has been recently observed in high-$$T_c$$ superconductors. In iron-pnictides, it has been associated with the tetragonal-to-orthorhombic structural transition at $$T_s$$, and the observations has been limited in the orthorhombic phase or in the tetragonal phase under uniaxial strain. In this investigation we provide magnetic torque measurements, a thermodynamic evidence which clearly shows the development of nematicity well above $$T_s$$ and the persistence in the nonmagnetic superconducting regime. Combined with synchrotron X-ray measurements, our results identify two distinct temperatures-one at $$T^ast$$, signifying a true nematic transition, and the other at $$T_s$$ ($$< T^ast$$), which we show to be not a true phase transition, but rather what we refer to as a "meta-nematic transition", in analogy to the well-known metamagnetic transition in the theory of magnetism.

口頭

燃料デブリ収納缶の核物質計量を目指した非破壊測定技術の課題

奥村 啓介; 寺島 顕一; 長谷 竹晃; 米田 政夫; 芝 知宙; 名内 泰志*; 高田 映*; 小菅 義広*

no journal, , 

福島第一原子力発電所(1F)から取り出される燃料デブリの計量管理に資するため、直径20cm以上のデブリ収納缶を対象とする非破壊測定技術の開発を行っている。1Fの燃料デブリは、燃焼度が広範囲な燃料や中性子吸収材を含む平衡サイクル炉心の燃料が溶融混合していることが予想され、通常の使用済み燃料やTMI-2デブリに比べて、非破壊測定が極めて困難なものとなっている。本発表では、1F燃料デブリの非破壊測定技術に係る課題とその対応方策について報告する。

口頭

多様なサンプリング燃料デブリの線量率予測手法の開発

奥村 啓介; 寺島 顕一

no journal, , 

福島第一原子力発電所から取出した燃料デブリの線量率は、放射線遮蔽, 作業員の被ばく管理などに必要である。しかしながら、その線量率は、燃料デブリの大きさ, 放射線源核種, 元素組成, 密度, 気孔率, 燃焼度、および評価時間などの多くのパラメータに依存する。そこで、PHITSコードによる大量の光子輸送計算の結果と理論モデルを組み合わせることで、様々な燃料デブリに適用可能な線量率予測式を開発した。

口頭

Prediction of the dose rate of various fuel debris to be sampled from Fukushima Daiichi Nuclear Power Station

寺島 顕一; 奥村 啓介

no journal, , 

取り出された燃料デブリの表面周辺の線量率は、燃料デブリの放射線遮蔽, 取扱い, 輸送, 分析および保管に重要な情報である。そこで、近い将来福島第一原子力発電所から採取される多様な燃料デブリに適用可能な線量率予測手法を開発した。この方法を用いて、2021年にサンプリングされる燃料デブリの線量率を予測するとともに、寄与パラメータに対する感度を明らかにした。

口頭

積算線量計を用いた燃料デブリの核燃料物質評価のための技術開発; バブル線量計の基礎データ取得

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。

口頭

多種多様な燃料デブリの崩壊熱評価手法の開発

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。

口頭

福島第一原子力発電所事故に起因する$$^{135}$$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, , 

$$^{135}$$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$$^{137}$$Cs量から、揮発や混合を考慮した理論に基づき$$^{135}$$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。

口頭

硬組織内部の$$^{90}$$Srの分布測定のための少量試料中$$^{90}$$Srの測定

小荒井 一真; 松枝 誠; 青木 譲; 柳澤 華代*; 藤原 健壮; 寺島 元基; 木野 康志*; 岡 壽崇; 奥津 賢一*; 山下 琢磨*; et al.

no journal, , 

硬組織(歯や骨)は動物の生息環境中の$$^{90}$$Srの分布の指標とされている。硬組織は代謝の遅い生体組織であるため、組織内に生体の$$^{90}$$Sr取り込みの履歴を残す可能性がある。硬組織内での$$^{90}$$Srの分布を明らかにするためには、硬組織を分割し微細な試料の測定が求められる。本発表では、少量試料に有利なICP-MS法の妥当性を明らかにするために、放射能測定法との比較を行った。放射能測定法およびICP-MS法ともに0.10g中の硬組織中$$^{90}$$Srの定量に成功した。LODを比較すると、1.0g試料の放射能測定が最も低く、続いて0.10g試料のICP-MS測定、0.10gの放射能測定が最も大きいという結果であった。またICP-MS法の分析時間は8時間と、放射能測定法より短時間での分析である。硬組織の微細な破片を測定する場合、ICP-MS法は放射能測定法同様に、$$^{90}$$Sr分析法として適用可能であると考えられる。今後、定量値のばらつきや検出感度を改善することで、より実用的な生体の$$^{90}$$Sr取り込み履歴の調査に応用できると考えられる。

口頭

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

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.

口頭

燃料デブリ探査のためのバブルディテクターの中性子照射試験

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($$alpha$$,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。

口頭

燃料デブリの$$beta$$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、$$beta$$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$$beta$$線や制動X線への適用は想定されていない。そこで、$$beta$$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$$beta$$線と制動X線の特性評価を行った。

口頭

The Possible use of short half-life noble gas fission products for measurement of criticality and identification of plutonium in fuel debris canister

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 $$^{88}$$Kr-to-$$^{135}$$Xe in the fuel debris canister depending on the material compositions and effective neutron multiplication factor.

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