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-CsOHRizaal, M.; Luu, V. N.; 中島 邦久; 三輪 周平
Proceedings of International Topical Workshop on Fukushima Decommissioning Research 2024 (FDR2024) (Internet), 4 Pages, 2024/10
Thermochemistry prevailing between gaseous CsOH and concrete main chemical phase CaCO at temperatures up to 570
C was investigated with various scenarios using the thermogravimetric method. The aim was to elucidate the decreasing behavior of cesium (Cs) trapping on CaCO observed in the transpiration method. A quasi-two-compartment platinum crucible was developed to realize co-measurements of both CsOH and CaCO during thermal treatment. Post-test X-ray diffraction was conducted to identify the chemical compound formed on the CaCO precursor. The early presence (timely sensitivity) of CsOH near the heated surface of CaCO was found to play a key role in the trapping (in the form of Cs
CO). Such a factor is crucial because, otherwise, the Ca(OH) would predominate the surface upon CaCO decomposition where leading to no reaction with CsOH.
Pshenichnikov, A.; Zubekhina, B.; 多木 寛; Pham, V. H.
Proceedings of International Topical Workshop on Fukushima Decommissioning Research 2024 (FDR2024) (Internet), 4 Pages, 2024/10
The CLADS-MADE-05 is the next test in the series of large-scale tests performed in JAEA with a purpose of understanding of mock-up assembly degradation and melt propagation behaviour accompanied by Cs and B containing aerosol release. A possibility of Cs and B aerosols interactions in RPV and formation of a new Cs bearing contaminating phase has been shown. This paper analyses the data on aerosol behaviour of Cs and B bearing aerosols when they interact in the gas line, and concentrates on the phenomenon of possible reactions on the liquid-liquid and liquid-gas interface when aerosols are interacting during the large-scale bundle degradation test.
谷藤 祐太; 羽成 敏秀; 川端 邦明
Proceedings of International Topical Workshop on Fukushima Decommissioning Research 2024 (FDR2024) (Internet), 3 Pages, 2024/10
In this paper, we describe the results of a feasibility study of a noise reduction method from images using deep learning technology for decommissioning work. Currently, remotely operated robots have been used for the decommissioning work at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (FDNPS) due to the high radiation environment. We have been conducting research and development for providing clear images during operations by removing only noise from images containing noise to contribute to safe and secure decommissioning work. Since we do a feasibility study of the noise reduction method using deep learning, the main target is not the video, but rather images, which are components of the video. We adopted the approach of building a learning model that can cope with various types of noise by training many noisy images in the deep learning process.
狩野 貴宏; 赤岡 克昭; 若井田 育夫
Proceedings of International Topical Workshop on Fukushima Decommissioning Research 2024 (FDR2024) (Internet), 3 Pages, 2024/10
In decommissioning of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station, only a small amount of the debris removed can actually be analyzed in detail. Therefore, we propose to analyze debris efficiently by performing a simple analysis in advance using Laser Induced Breakdown Spectroscopy (LIBS). LIBS is an elemental analysis method by using laser generated plasma. Plasma emission is measured by spectrometer and identifies the elements contained in the debris. LIBS analysis is suitable for measuring large amounts of debris because it does not require sample pretreatment and only a few seconds of laser irradiation. In addition, the composition ratio of elements can also be determined by analysis using a calibration curve prepared in advance. To create a calibration curve, the intensity ratio of the spectrum is used, but the intensity ratio is affected by the plasma temperature. For this reason, it is desirable that the plasma temperature does not change in LIBS. However, the spectrum changes depending on the measurement conditions. (For example, when the composition ratio changes.) In such cases, the plasma temperature may also change. Therefore, in this study, we did experiments under various conditions to verify whether the plasma temperature changes.
中島 慎介*; Moro, A.*; 小松 廉*; Faragasso, A.*; 松日楽 信人*; Woo, H.*; 川端 邦明; 山下 淳*; 淺間 一*
Proceedings of International Topical Workshop on Fukushima Decommissioning Research 2024 (FDR2024) (Internet), 4 Pages, 2024/10
Fuel debris retrieval at the bottom of the primary containment vessel (PCV) is one of the significant tasks for the decommissioning of the nuclear power plant and in particular for 1F. It is challenging for conventional manipulators to perform the retrieval process due to the presence of radiation, water leakage, and poor lighting conditions. We tackle those problems with the design and fabrication of a novel mechanical manipulator and its control and navigation algorithm. Continuous Variable Transmission (CVT)-based actuation improves the robot's shock resistance. AI-based navigation algorithm enables semiautonomous navigation and grasping in the cluttered environment inside the PCV.
岩田 圭弘; 宮部 昌文; Wells, S. R.*; 山元 祐太*; 長谷川 秀一*
Proceedings of International Topical Workshop on Fukushima Decommissioning Research 2024 (FDR2024) (Internet), 4 Pages, 2024/10
本研究では、(i)レーザー偏光に依存した選択則及び(ii)奇数同位体の持つリュードベリレベルの大きな同位体シフトに着目して、奇数同位体分離を目指したCa原子の3段階及び2段階共鳴イオン化スキームを開発した。レーザー偏光が直交条件となる場合に、奇数同位体の分離を確認した。イオン化領域の電場による
Caの非共鳴イオン化を抑制することで、さらなる
Caの光学的同位体選択性向上が期待される。
三輪 周平; 中島 邦久; 唐澤 英年; Rizaal, M.; Luu, V. N.; Mohamad, A. B.
no journal, ,
東京電力福島第一原子力発電所内のセシウム等のFPの分布や性状を把握することが廃炉に向けた重要な課題であり、日本原子力研究開発機構ではそれらに大きな影響を与えるFP化学に着目した基礎研究を実施し、事故時の原子力発電所内のFP化学を評価するためのデータベースECUMEを開発している。ECUMEは福島第一原子力発電所の事故により明らかになった重要な現象、例えば、セシウムの制御材ホウ素との反応や、構造材との反応に関するデータやモデルを収納している。近年の内部調査により明らかとなったシールドプラグでの高線量等の原因を明らかにするため、コンクリートや他の炉内物質との化学反応を調べ、モデル化を行い、ECUMEの更新を進めている。
佐藤 拓未; 須藤 彩子; 永江 勇二
no journal, ,
In the accident of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station, various reactor structures melted and formed fuel debris, which accumulated in the primary containment vessel region. This fuel debris is considered to have a heterogeneous distribution of components at different locations. Understanding the distribution of GdO, which may behave as potential neutron absorber materials in the fuel UO, is especially important from the viewpoint of criticality safety for fuel retrieval. We conducted solidification tests of reactor materials to investigate component segregation and solidification behavior in fuel debris using a Cold Crucible Induction Heating technique at the Research Centre (CVR) in Czech Republic. In the tests, GdO was concentrated in the periphery of the sample, suggesting that it may segregate in the early solidification region. On the other hand, Fe was concentrated in the central region, i.e., in the late solidification region. Fe is considered to be concentrated in the late solidification position because, thermodynamically, it is distributed to the liquid phase during the solidification process. No significant segregation was observed in the simulated fission products.
寺島 顕一; 坂本 雅洋; 松村 太伊知; Riyana E. S.; 神野 郁夫; 奥村 啓介
no journal, ,
At the time of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station accident, mixed oxide (MOX) fuels were partially loaded in the core of Unit-3 while not in Unit-1 and Unit-2. Since the MOX fuel contain larger amount of plutonium even if its burnup degree is relatively smaller than that of UO fuel, it is expected to distinguish whether fuel debris are originated from MOX or UO. Therefore, we focused on 
Cm and 
Eu generated until the accident. From the burnup calculations, the possibility of a method for detecting the MOX-derived fuel debris was suggested.
Riyana 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, ,
The activity ratio of short half-life noble gas fission products, 
Kr to 
Xe (A(Kr/Xe)), has close relationship with the criticality (
) in the primary containment vessel (PCV) or fuel debris canister, in which fuel debris are accumulated. In this paper, we investigated the time-dependence of the A(Kr/Xe) when the changes according to an incident such as the change of geometry in the PCV. Our calculation shows a slow change of the A(Kr/Xe) value with the maximum or minimum values before settling in a new stable value after several hours from the change. The applicability and the suitability of the A(Kr/Xe) time-dependent measurement is discussed for the monitoring of the in PCV.
鈴木 健太; 山田 大地; 川端 邦明
no journal, ,
放射線デジタルグループでは、自然災害対応や廃炉作業等に用いられるロボットの遠隔操作を支援する技術開発として、ロボットを操作し易いユーザインタフェースについて研究開発を行っている。本件では、遅延がある(ロボットに動作指令が遅れて到達する)状況下でのロボットの操作をし易くするための操作インタフェースの設計概要と、その操作インタフェースを用いた被験者試験の結果について報告する。
坪田 陽一; Laffolley, H.; Porcheron, E.*; Journeau, C.*; Delacroix, J.*; Gu
var, C.*; Brackx, E.*; Lallot, Y.*; Bouland, A.*
no journal, ,
福島第一原子力発電所(1F)から燃料デブリを安全に取り出すためには、燃料デブリの切断により発生する放射性エアロゾルを定量的に評価する必要がある。そこで、In/Ex-Vesselの組成を模擬したウラン含有模擬燃料デブリを作製し、加熱により発生するエアロゾルの物理的・化学的特性を評価した。これらの結果に基づき、福島第一原子力発電所2号機の燃料デブリのレーザー切断(典型的な熱的切断工法)時に生成されるエアロゾルの同位体組成と放射能を推定した。プルトニウム、主に
Pu、
Am、Cmが主要なアルファ核種であり、またPu、
Cs-Ba、
Sr-Yが主要なベータ核種であった。
山田 大地; 今渕 貴志; 川端 邦明
no journal, ,
This paper introduces the development of a 3-D information representation method to assist remote robot operators in the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (FDNPS). This research aims to make remote robot operation easier and improve the safety and efficiency of FDNPS decommissioning. The proposal method is to overlay grid lines on the camera image. This method helps the operator's spatial awareness without increasing workload because its usage is the same as using camera images. The experiment evaluates the implementation of this method for ground robot moving operation, and its results show that this method improves operator distance awareness and reduces workload.
Guvar, C.*; Faure, J.*; Testud, V.*; Roger, J.*; Domenger, R.*; Valette, R.*; Brackx, E.*; Bouyer, V.*; Journeau, C.*; Berlemont, R.*; et al.
no journal, ,
URASOLとダスト飛散率プロジェクトは、それぞれJAEAとCRIEPIがONET/CEA/IRSNと共同で主導し、熱または機械工具で切断された劣化ウラン酸化物を含む模擬燃料デブリからエアロゾルの生成と特性に関する基礎データを取得することを目的とする。ONET/CEA/IRSNが開発したプロセス全体では、模擬燃料デブリの仕込み組成決定と製作、切断用試料の準備、切断試験とオンラインでのエアロゾル測定、エアロゾルのサンプリング、模擬燃料デブリ製作時とエアロゾル生成試験後分析を実施可能である。本発表では、模擬燃料デブリ(Ex-Vessel組成のVF-U3)の製作時、及びそれらの加工時のエアロゾルの化学および微細構造分析に焦点を当てる。
寺阪 祐太; 佐藤 優樹
no journal, ,
We are working on the development and field application of radiation detectors based on optical fibers, aimed at understanding the contamination situation inside and outside the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (FDNPS) reactor buildings. In particular, we are developing sensors that focus on the high sensitivity and characteristic response of optical fibers to beta rays, especially for measuring Sr/Y. This nuclide is beta emitters and is not well-mapped compared to gamma-emitting nuclides such as Cs. Here, we have developed two new methods: a wavelength-resolving analysis method that utilizes the wavelength dependency of light attenuation inside optical fibers to obtain information on the incident position of radiation, and a Cherenkov TOF (Time-of-Flight) method that uses the energy dependency of the Cherenkov radiation angle inside optical fibers for nuclide discrimination.
西村 昭彦; 赤岡 克昭; 奥村 啓介
no journal, ,
開発したレーザー技術を1F-PVC内で作業するロボットアームに組み込むことを提案する。これらの技術は、作業環境の監視や放射線管理区域での分析にも活用される。さらに、瓦礫撤去後の梱包容器の選別にも応用する。さらに、廃炉を進める上で有効であり、福島県の地域経済の活性化につながるよう進めていく。これら4つのステージは、並行して、また順番に進められている。レーザー応用技術としては、レーザー分光分析技術と遠隔歪計測技術の2つをロボットアームに組み合わせることを提案する。
森下 祐樹; 山田 勉*; 中曽根 孝政*; 菅野 麻里奈*; 佐々木 美雪; 眞田 幸尚; 鳥居 建男*
no journal, ,
配管に直接挿入できる新しいコンパクトなアルファ/ベータ検出器の作成した。検出器であるホスウィッチ検出器は、アルファ粒子とベータ粒子用のシンチレーターで構成される。アルファ粒子の場合、厚さ3.25mg/cm
のZnS(Ag)シンチレータが1層目として使用され、6mm
6mm6mmのセリウムドープGdGaAlO
(GGAG)シンチレータが2層目シンチレータとして用いられた。GAGGシンチレータの底部には有効径8mm
の小型光電子増倍管(H14603、浜松ホトニクス株式会社)を光学グリスで接続した。信号は小型光電子増倍管に内蔵されたプリアンプで増幅され、デジタイザー(DT5730S、CAEN)に入力された。アルファ/ベータ識別性能を確認した。続いて、アルファ粒子とベータ粒子を放出するトリウム源を同時に測定した。アルファ波形とベータ波形を区別するために、電荷積分(CI)法を採用した。2次元パルス形状識別(PSD)マップは、アルファ粒子とベータ粒子の2つのクラスターの分布を示し、どちらも効果的に識別された。検出器の外形寸法は22.0mm22.0mm30.0mmで、配管内に直接挿入して測定することが可能である。今後の課題として、シンチレータの組み合わせを変更することで、アルファ粒子とベータ粒子の識別の最適化を目指す。
高崎 浩司
no journal, ,
福島第一原子力発電所の廃炉作業では、多くの放射線作業員が
核種や
核種のダストで汚染された区域内で作業を行うことがある。今後の燃料デブリ取り出し規模の拡大に備え、作業員の安全を確保するために、核種の摂取がないことを定期的に確認し、万が一、放射性物質の摂取が発生した場合には、速やかに内部被ばく線量を評価する必要がある。現在、プルトニウムなどの核種の摂取は、肺カウンターによる測定やバイオアッセイにより評価されているが、線の測定が難しいため、核種の体内摂取の評価精度は十分ではない。そこで、非破壊で高分解能測定が可能な超伝導転移端センサ(TES)型マイクロカロリーメータをバイオアッセイ試料の肺モニタリング・分析に適用し、プルトニウムの内部被ばく線量評価の迅速化・効率化を図ることを検討している。
池内 宏知
no journal, ,
FDR2024 Track 1「Fukushima Daiichi Accident Analysis and Fuel Debris Retrieval」でのキーノート講演として、デブリ性状把握Pjでの福島第一原子力発電所(1F)サンプルの分析に係るこれまでの成果と今後の展望を概括する。
羽成 敏秀; 川端 邦明; 今渕 貴志
no journal, ,
本発表では、福島第一原子力発電所の廃炉作業における遠隔操作のために、多峰性検出によるロバストな画像選択手法を導入した画像に基づく3次元復元の結果について報告する。我々は、廃炉作業において遠隔操作ロボットのオペレータの空間認識能力を向上させるため、画像に基づく3次元復元手法の開発を行っている。オペレータの要求に応じて3次元復元モデルを提示するためには、3次元復元プロセスの計算コストの低減が必要である。そこで、3次元復元プロセスに画像選択プロセスの導入を試みた。我々は、時系列画像に対して提案手法を導入した3次元復元の検証を行った。その結果、時系列画像から適切な画像を選択することで3次元復元プロセスの計算量を低減し、オペレータの要求に応じて3次元モデルを提示するための3次元復元プロセスの高速化が実現可能であることを示唆している。
佐藤 一憲*; 山路 哲史*; Li, X.; 山下 拓哉; 溝上 伸也*
no journal, ,
The current presentation used published MAAP and ANSYS analyses to evaluate core-material relocation from the Reactor Pressure Vessels (RPVs) to the pedestals in Fukushima Daiichi Units 2 and 3. Although uncertainties remain regarding the effectiveness of alternative water injection for cooling, these evaluations provide a basis for estimating RPV boundary degradation and core-material relocation. In Unit 2, the ELSA-1 experiment indicates that CRD penetration melting occurring at 1523K to 1573 K led to significant molten metal relocation in the afternoon of March 15, accompanied by predicted RPV side-wall creep failure. In Unit 3, early-morning CRD penetration melting (ca. 3:00 to 5:00) resulted in both molten metals and oxidic debris relocating to the pedestal. A two-step increase in PCV pressure further supports a multi-stage relocation process.