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佐藤 優樹; 寺阪 祐太; 宮村 浩子; 冠城 雅晃; 谷藤 祐太; 川端 邦明; 鳥居 建男
Reactor Dosimetry; 16th International Symposium on Reactor Dosimetry (ISRD-16) (ASTM STP 1608), p.428 - 436, 2018/11
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)We developed a lightweight compact Compton camera to measure the distribution of radioactive contamination inside the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station. We conducted performance evaluation tests in the coastal area of Fukushima, Japan, using the camera, which employs a cerium (Ce)-doped GAGG (Gd
Al
GaO
) scintillator coupled with a multipixel photon counter. The camera can clearly visualize spreading of radioactivity along the ground surface. In addition, we performed three-dimensional image reconstruction of the distribution of radioactive contamination using the multi-angle data obtained with the Compton camera. We succeeded in obtaining a three-dimensional image of radioactive contamination in the outdoor area.
冠城 雅晃; 佐藤 優樹; 吉原 有里*; 島添 健次*; 高橋 浩之*; 鳥居 建男
Reactor Dosimetry; 16th International Symposium on Reactor Dosimetry (ISRD-16) (ASTM STP 1608), p.405 - 414, 2018/11
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)On March 11, 2011, a massive earthquake occurred in the Tohoku region of Japan, and a large tsunami hit the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant (1F), resulting in a nuclear accident. Despite the years that have passed since the accident, decommissioning remains a concern. Radiation measurement techniques are very important for accelerating the decommissioning and ensuring low radiation exposure to workers. Our gamma-ray imaging system is the detection device for determining the three dimensional radioactive distributions of nuclear fuel debris, measuring high-energy gamma rays (greater than 1 MeV). Silicon semiconductor detectors are among the candidate detectors for radiation measurements in our system because of their radiation-hardness and high counting rate capability. We have been developing a stacked amorphous-silicon (Si)/crystal-Si heterojunction Si strip detector, which has 1-mm-pitch striped electrodes (0.5 mm wide) and 1.2-mm-pitch stacked technology. The detector consists of an Si strip mounted on a thin printed circuit board, front-end readout electronics with a complementary metal oxide semiconductor application specific integrated circuit, and a field programmable gate array. The threshold level of energy deposition of each pulse signal in each channel can be set from the application-specific integrated circuit, and gamma-ray images with energy discrimination can be obtained. The energy threshold level for discrimination of 
Co gamma rays from 
Cs gamma rays was investigated experimentally and by means of simulation, and it was found to be about 500 keV. Therefore, our Si strip detector has the required position sensitivity and energy discrimination ability for identifying high-energy gamma-ray source distributions.
Dorn, C. K.*; 土谷 邦彦; 竹本 紀之; 伊藤 正泰; 堀 順一*; Chekushina, L.*; 波多野 雄治*; Chakrov, P.*; 河村 弘
Proceedings of 6th International Symposium on Material Testing Reactors (ISMTR-6) (Internet), 9 Pages, 2013/10
JMTRは1968年に臨界に達して以来、世界でも有数の材料試験炉である。このJMTRでは、中性子反射体としてベリリウムが使用されており、S-200Fグレードのベリリウムが使用されている。JMTRの再稼働の一環として、長寿命化に対応できるベリリウム枠の材質の検討を行っている。長寿命化の検討において、ベリリウムの化学的,核的及び照射特性を把握することが、ベリリウムの材質選定に必要不可欠である。本研究は、3種類の異なった金属ベリリウム(S-200F, S-65H及びI-220H)を準備し、未照射における水中での腐食特性などの特性データを取得するとともに、金属ベリリウムの断面積測定カザフスタン共和国のWWR-K炉を用いた照射試験を実施し、生成されるトリチウムやヘリウムの放出挙動評価を行った。本発表では、長寿命化を目指した中性子反射体材料の特性試験結果及び今後の試験計画について報告する。
Mo-
Tc production process by (n,
) reaction with irradiated high-density MoO pellets土谷 邦彦; 西方 香緒里; 棚瀬 正和*; 椎名 孝行*; 太田 朗生*; 小林 正明*; 山本 朝樹*; 森川 康昌*; 竹内 宣博*; 神永 雅紀; et al.
Proceedings of 6th International Symposium on Material Testing Reactors (ISMTR-6) (Internet), 9 Pages, 2013/10
JMTR再稼働後の産業利用の一環として、医療診断用アイソトープであるTcの親核種である(n,)法を用いたMoの製造を計画している。日本はこのMoを全量海外からの輸入に依存しているため、JMTRを用いたMo国産化製造に関する技術開発を行っている。本研究では、高密度MoOペレットを京都大学にあるKURで中性子照射し、JMTRホットラボにおいてMoから核変換により生成したTcを溶媒抽出法により抽出し、得られたTcの標識試験を行った。この結果、開発したMo-Tc製造工程の実証するとともに、得られたTc溶液は純度の高いものであることを明らかにした。
武内 伴照; 上野 俊二; 駒野目 裕久*; 大塚 紀彰; 柴田 裕司; 木村 伸明; 松井 義典; 土谷 邦彦; 荒木 政則
Proceedings of 6th International Symposium on Material Testing Reactors (ISMTR-6) (Internet), 7 Pages, 2013/10
福島第一原子力発電所事故における全交流電源喪失状態下では、既存の炉内計装システムは十分には機能せず、結果的に過酷事故の進展を防げなかった。また、IAEA閣僚会合に向けて平成23年6月に取りまとめられた日本国政府報告書において、教訓14として「原子炉及び格納容器などの計装系の強化」が挙げられている。こうした背景を踏まえ、原子力施設でシビアアクシデントが発生した際に、プラント状態を監視するため、平成24年度より、上記2つの対策にかかる研究開発を開始した。本研究開発の課題としては、過酷環境下でも高解像度で監視できる耐放射線性カメラ、撮影した映像を伝送するシステム、計測線等の基盤技術の構築である。これらの開発目標および開発状況や特性試験の概要について述べる。
Tc production from (n,)Mo based on solvent extraction and column chromatography木村 明博; Awaludin, R.*; 椎名 孝行*; 棚瀬 正和*; 河内 幸正*; Gunawan, A. H.*; Lubis, H.*; Sriyono*; 太田 朗生*; 源河 次雄; et al.
Proceedings of 6th International Symposium on Material Testing Reactors (ISMTR-6) (Internet), 7 Pages, 2013/10
特願 2011-173260
公報
医療診断用RIとして使用されるTcは、Moを唯一の親核種として生成される。国内で使用しているMoは、全量海外からの輸入に依存している。そのため国産化による安定供給のための研究開発を行っている。本研究は、溶媒抽出とカラムクロマトグラフィを組合せた、MEKにより抽出したTcをアルミナカラムに吸着させ、分離回収する方法を選定し、Tc製造のための試験を行った。本試験では、インドネシア原子力庁のMPR-30においてMoOを5日間で照射し、得られたMoのうちの約37GBq及び150gのMoOを用いた。その結果、収率約70%、放射能濃度約30GBq/mlのTc製品を得ることができると評価すると共に、Tc溶液中に含まれる不純物としてのMoは4.4
10
%であった。また、抽出したTc溶液は放射化学純度が99.2%であり、日本の放薬基準である95%を満足した。
掛井 貞紀*; 木村 明博; 新関 智丈*; 石田 卓也; 西方 香緒里; 黒澤 誠; 吉永 英雄*; 長谷川 良雄*; 土谷 邦彦
Proceedings of 6th International Symposium on Material Testing Reactors (ISMTR-6) (Internet), 7 Pages, 2013/10
JMTR再稼働後の産業利用の拡大の一環として、診断用医薬品として使用されているTcの親核種であるMo国産化のための技術開発を進めている。国産のMo製造方法として、JMTRでは放射性廃棄物の低減と製造工程が容易である(n,)法を提案している。しかしながら、比放射能の高いMoを製造するためには、高価な濃縮
MoO粉末が必要であること、さらに、Moの生成の際に使用されたMo吸着剤が廃棄物として大量に発生するといった課題がある。そこで、資源の有効利用と放射性廃棄物の低減を目指し、モリブデンリサイクル技術開発に着手した。本研究では、照射済MoOを用い、使用済Mo吸着剤の再利用、新品Mo吸着剤及び使用済Mo吸着剤からのMo回収試験を行った。この結果、Mo回収率95%以上であり、Mo吸着剤のリサイクル及び使用済PZCからのMo回収が可能であることが証明された。
高瀬 和之; 三澤 丈治; 吉田 啓之; 森 英夫*
Proceedings of 6th International Symposium on Supercritical Water-Cooled Reactors (ISSCWR-6) (CD-ROM), 9 Pages, 2013/03
超臨界圧軽水炉の燃料集合体サブチャンネルに発生するクロス流れを定量的に評価するために、サブチャンネル形状を2つの並行円管流路で簡略模擬した体系でクロス流れに関する数値解析を行った。2つの並行円管流路は軸方向に対して矩形流路でつながっていている。この矩形流路に対して、2つの円管流路から流れ込んできた各流体の温度の差に起因してクロス流れが発生する。計算では別途実施する実験条件に合せて、超臨界フレオンを使用した。乱流モデルには、壁面近傍の温度境界層や速度境界層を正確に予測するために低レイノルズ数乱流モデルの1つであるSSTを選択した。解析の結果、クロス流れに及ぼす流体温度の影響を定量的に明らかにすることができた。
染矢 聡*; 越智 大輔*; 大島 宏之; 岡本 孝司*
Proceedings of 6th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-6) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2008/11
燐光剤を合成した感温粒子(Temperature Sensitive Particle)を用い、高速増殖炉燃料ピンバンドルを模擬した7本ピンバンドル体系熱流動試験装置により速度・温度場同時計測を実施した。本計測では、感温粒子にパルスレーザーを照射し、高速度カメラで撮影した燐光画像から速度場を算出するとともに、時々刻々と減衰する燐光強度から温度を同時に評価した。これにより、数値解析手法の検証に有用なデータを取得した。
廣田 和生*; 石谷 嘉英*; 西田 圭吾*; 佐郷 ひろみ*; Xu, Y.*; 山野 秀将; 中西 繁之; 小竹 庄司
Proceedings of 6th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-6) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2008/11
配管への乱流励振力を評価するため、レイノルズ応力モデルを用いてCFDシミュレーションを実施した。CFDシミュレーションで計算された乱流エネルギーは、JSFRのホットレグ配管を模擬した1/3スケール水試験で得られた圧力変動分布と比較された。その結果、解析で得られた壁面近傍の乱流エネルギー分布と試験で得られた圧力変動分布がよく一致することが示された。また、試験で得られた圧力変動の大きさは、解析結果の乱流エネルギーにある係数を乗じることにより概算できた。振動解析では、圧力変動PSDは計測された正規化PSDに係数を乗じることにより導き出された。本研究により、乱流励振力の相関長と上記の手順で導き出されたPSDに基づいた振動解析手法を提案した。振動応答の解析結果は流力振動試験結果とよく一致することが示されたことから、本研究では開発された評価手法が妥当であると言える。
越智 大輔*; 染矢 聡*; 大島 宏之; 岡本 孝司*
Proceedings of 6th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-6) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2008/11
高速増殖炉の高い安全性・効率を確保するには、高精度な熱流動数値解析手法の開発、及び、実測データを用いた数値解析手法の検証が必要である。本研究では、数値解析手法検証用のデータを取得することを目的に、高速増殖炉燃料ピンバンドルを模擬した7本ピンバンドル体系熱流動計測装置を用い、PIVによる速度場計測を実施した。ヒーター加熱有り/無し、あるいは、流量を変更したそれぞれの条件において、燃料ピン間の狭隘流路における流速データを取得することに成功した。
相澤 康介; 中西 繁之; 山野 秀将; 小竹 庄司; 早川 教*; 渡辺 収*; 藤又 和博*
Proceedings of 6th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-6) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2008/11
JSFRで用いられるショートエルボ内の流力振動を評価するうえで、解析評価は必須である。本研究では、ショートエルボ内非定常流動に対する乱流モデルの解析を実施した。乱流モデルはLESとRSMの二つを検討することとし、両乱流モデルについて離散化手法,壁関数,メッシュ分割等をパラメータとして解析を実施し、1/3スケール水試験結果を再現できる解析モデルを選定した。両乱流モデル解析とも、エルボ下流における渦放出の非定常挙動及び剥離内の逆流を再現でき、また試験では確認できなかった剥離のスパン方向の揺らぎを明らかにした。剥離域内の圧力変動レベルは両解析と試験間でおおむね一致しているが、圧力変動のPSDについては、試験で観測された10Hz付近の卓越周波数をLESは再現できないが、RSMはよく捉えることがわかった。
吉田 啓之; 中塚 亨; 鈴木 貴行*
Proceedings of 6th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-6) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2008/11
In this study, to perform thermal hydraulic analysis of the Supercritical-Water-Cooled Reactor, the three-dimensional two-fluid model analysis code ACE-3D was improved to handle the thermal hydraulic properties of water at supercritical region. In this paper, the existing heat transfer experiments of supercritical water flowing in a vertical circular pipe were analyzed with the ACE-3D code to assess the prediction performance of the code. Wall surface temperature was underestimated by the ACE-3D code using standard k-
model as turbulence model with wall function. Main cause of these underestimations was thought to be the wall function which cannot describe the effects of rapid fluid property variation near the wall. Then the equivalent eddy diffusivity model which was proposed by Kunugi was introduced to the ACE-3D code to improve evaluation of turbulent heat transfer coefficient vicinity of the wall. As a result, it was confirmed that the calculated wall surface temperature by the modified code agreed well with the measured results.
上出 英樹; 相澤 康介; 大嶋 淳*; 中山 王克*; 笠原 直人
Proceedings of 6th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-6) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2008/11
原子力機構では改良ループ型ナトリウム冷却高速炉の開発を進めている。炉容器径の削減を目的として燃料交換システムの簡素化を行った結果、炉上部機構(UIS)は燃料交換機のアームを通すために半径方向の切込みを有する構造とした。このUIS切込みは炉心出口から上方に向かう速い流れを許すことになり、炉容器内自由液面でのガス巻込みや破損燃料位置検出器における遅発中性子先行核のサンプリングに影響を及ぼす。そこで、1/10縮尺炉上部プレナムモデルを用いた水試験により、可視化と流速測定を行った。UISは制御棒上部案内管(CRGT)と6枚の水平多孔板からなっている。この複雑な形状に対応するため、可視化には、屈折率調整の手法を用いた。UISの1/4セクター部にあるCRGTを水と屈折率がほぼ等しいフッ素系樹脂を用いてモデル化した。粒子画像流速測定法を用いて流速場を測定した結果、切込み部の流速はUISの水平多孔板の高さで加速され、炉上部プレナムの高い位置まで速い流速を維持することがわかった。複雑な形状を持つUISに対して適切な流動解析手法の知見を得るため、CFDコードを用いた実験解析を実施した結果、解析された流速場は実験結果によく一致した。
松本 俊慶*; 高田 孝*; 山口 彰*; 栗原 成計; 大島 宏之
Proceedings of 6th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-6) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2008/11
ナトリウム冷却高速炉蒸気発生器の安全評価においては、伝熱管破損時の破損伝播、すなわち発生するナトリウム-水反応現象が隣接する健全な伝熱管に影響を及ぼす可能性を評価することが重要である。隣接伝熱管の温度評価には、周囲の流体からの熱移行量を求める必要があるが、その計算には伝熱管表面での熱伝達係数を与えなければならない。そこで本研究では、過去に実施されたナトリウム中水リーク試験SWAT-1Rで得られた温度測定データを用い、伝熱管表面での熱伝達係数を見積もった。さらに、温度測定データ及び熱伝達係数の情報から伝熱管近傍での流動状態を推定した。
中塚 亨; 三澤 丈治; 吉田 啓之; 高瀬 和之
Proceedings of 6th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-6) (USB Flash Drive), 4 Pages, 2008/11
超臨界圧水冷却炉(SCWR)の熱的安全性を確認するためには、燃料集合体内の冷却材の熱流動特性を把握することが重要であり、模擬燃料集合体による試験結果を補間する解析的手法の確立が必要である。本研究では、原子力機構で開発している3次元2流体モデル解析コードACE-3Dを超臨界領域の物性値を扱えるように改良し、改良したACE-3Dコードを使って燃料棒周りの流れを模擬した垂直環状流路における超臨界水の熱伝達特性試験結果に対して検証解析を実施した。一連の解析の結果、壁面温度の計算結果は試験結果とおおむね一致しており、ACE-3DコードはSCWR炉心を模擬した体系における超臨界水の熱伝達予測に適用可能であることが確認できた。今後の課題としては、伝熱劣化領域における予測精度向上が挙げられる。
伊藤 啓; 江口 譲*; 文字 秀明*; 大島 宏之; 内堀 昭寛; Xu, Y.*
Proceedings of 6th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-6) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2008/11
前回の会議(NTHAS5)にて提案したガス巻込み評価手法は、数値解析結果から得られる局所瞬時の値を伸長渦理論に適用することで、ガスコア長さを効率的に予測することが可能である。しかし、表面張力効果を無視しているため、ガスコア長さが過大評価されている可能性がある。本研究では、表面張力モデルの構築とガス巻込み評価手法への組込みを行い、ガスコア長さ予測精度の向上を図る。表面張力モデルの構築においては、重力,遠心力及び表面張力の力学的釣合い式を導出し、ガスコア先端形状を2次関数近似することで曲率を求め、ガスコア長さを算出する手法を導いた。改良ガス巻込み評価手法を用いて基礎実験体系におけるガスコア長さの予測を行った結果、従来手法よりも短いガスコア長さが評価され、実験結果との一致性が向上した。さらに、改良手法を用いることで、温度や表面張力係数が変化する場合の実験結果を再現することができた。
岩本 幸治*; 保田 和則*; 十河 基介*; 山野 秀将; 小竹 庄司
Proceedings of 6th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-6) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2008/11
JSFRに採り入れられるホットレグ配管の1/10縮尺モデルを用いて、圧力測定,レーザードップラー流速計計測と流動可視化を実施した。Re=50000を用いたLDV計測により、(1)エルボ入口から45度からエルボ出口から下流に配管直径の0.3倍の位置まで流動剥離が見られた。(2)本研究では、2種類の変動が現れた。Re=320000の場合、流れの慣性が逆圧力勾配より優勢になるため、エルボ下流の流動剥離高さが小さくなることがわかった。
内堀 昭寛; 渡部 晃*; 大島 宏之
Proceedings of 6th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-6) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2008/11
ナトリウム冷却高速炉の蒸気発生器において伝熱管破損時に生じるナトリウム-水反応及び圧縮性混相流現象を対象に、数値解析コードSERAPHIMの開発整備を進めている。SERAPHIMコードでは、流速場・温度場・濃度場など材料損傷環境を評価することが目的であるが、そのためには伝熱管破損口から水蒸気が噴出したとき形成される不足膨張噴流に対して十分な再現性を得ることが必要不可欠である。そこで本研究では、SERAPHIMコードにおける数値解析手法の高度化を目的に、不足膨張噴流現象に対する再現性検証解析を実施した。空気中空気噴流の解析を実施した結果、1次精度風上差分では十分な再現性を得ることができないが、高次精度離散化手法(2次精度TVDスキーム)を適用すれば噴流形状や衝撃波(マッハディスク)の形状及び形成位置を実機相当の圧力条件において精度よく予測できることがわかった。さらに、同手法により水中に空気が噴出した場合の流況についてもおおむね正しく再現できることを確認した。
木村 暢之; 宮越 博幸; 上出 英樹
Proceedings of 6th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-6) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2008/11
ナトリウム冷却高速炉のスクラム過渡時温度成層化現象に関して、1/10縮尺炉上部プレナム水流動試験装置を用い、成層界面挙動に対する燃料交換機貫通孔プラグ高さの影響を評価した。プラグを炉上部プレナム内に深く挿入することで、炉容器壁近傍の成層界面温度勾配は小さくできるとともに、界面の変動に伴う温度変動も低減できることがわかった。
