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Tsai, T.-H.; 佐々木 新治; 前田 宏治
Journal of Nuclear Science and Technology, 60(6), p.715 - 723, 2023/06
被引用回数：1 パーセンタイル：31.61(Nuclear Science & Technology)A method for processing and visualizing X-ray computed tomography (CT) images of a fuel assembly is developed and applied to a JOYO MK-III fuel assembly. The method provides vertical-section-like images to observe the spatial distribution of CT values in fuel pins and also supplies images that show the relationship between the linear heat rate (LHR) and radial CT-value distribution. In addition, an attempt to analyze the radial cracks in the CT images is proposed, and the results demonstrate the correlation between LHR and the radial cracks.
吉田 幸彦
IL Nuovo Cimento, 46(2), p.33_1 - 33_8, 2023/03
JAEA is addressing the back-end issues with the steadfast promotion of sustainable measures. The R&D plans are being rationally pursued by considering priorities based on indicators such as bottleneck issues in waste streams, relevance to WAC settings, and effectiveness of cost reduction. In addition, the future vision (JAEA 2050+) has been formulated to promote cross-disciplinary R&D through a new approach that cannot be reached by conventional methods, and active incorporation of information technologies, such as AI technologies. Currently, we are developing intelligent sensing that combines sensing and information processing technologies to realize automatic sorting technology, and non-destructive evaluation technology using high-energy X-ray CT, for legacy wastes. The core technology common to these technologies is image evaluation technology using deep learning models, which was confirmed to perform very well in the evaluation of waste object recognition.
Grazzi, F.*; Cialdai, C.*; Manetti, M.*; Massi, M.*; Morigi, M. P.*; Bettuzzi, M.*; Brancaccio, R.*; Albertin, F.*; 篠原 武尚; 甲斐 哲也; et al.
Rendiconti Lincei. Scienze Fisiche e Naturali, 32(3), p.463 - 477, 2021/09
被引用回数：3 パーセンタイル：22.01(Multidisciplinary Sciences)In this paper, we have studied an additively manufactured metallic component, intended for ultra-high vacuum application, the exit-snout of the MACHINA transportable proton accelerator beam-line. Metal additive manufacturing components can exhibit heterogeneous and anisotropic microstructures. Two non-destructive imaging techniques, X-ray computed tomography and Neutron Tomography, were employed to examine its microstructure. They unveiled the presence of porosity and channels, the size and composition of grains and intergranular precipitates, and the general behavior of the spatial distribution of the solidification lines. While X-ray computed tomography evidenced qualitative details about the surface roughness and internal defects, neutron tomography showed excellent ability in imaging the spatial density distribution within the component. The anisotropy of the density was attributed to the material building orientation during the 3D printing process. Density variations suggest the possibility of defect pathways, which could affect high vacuum performances. In addition, these results highlight the importance of considering building orientation in the design for additive manufacturing for UHV applications.
米田 安宏; 原田 誠; 高野 公秀
Transactions of the Materials Research Society of Japan, 44(2), p.61 - 64, 2019/04
Computed Tomography(CT)を用いて、模擬燃料デブリの3次元観察を行った。CTを使用して得られた模擬燃料デブリの内部は、ジルコニアリッチ部分およびコンクリートリッチ部分における明確なコントラストを示した。溶融状態からまず融点の高いジルコニアが析出する。コンクリートより重いジルコニアは結晶が析出すると下部へ移動し底面付近に凝集するため相分離が生じる。相分離はジルコニアの組成比の違いによって生じているが、組成比による結晶モードの違いも観察することができた。
高橋 宏明*; 舘 幸男
Applied Clay Science, 168, p.211 - 222, 2019/02
被引用回数：9 パーセンタイル：47.52(Chemistry, Physical)異なる膨潤特性をもつNa型及びCs型モンモリロナイトの微細構造と物質移行特性が、ナノフォーカスX線CTによる3次元微細構造分析と重水の拡散実験とを組み合わせて調査された。X線CT観察により、乾燥状態の圧縮Na型モンモリロナイトが飽和膨潤する過程で、連結性マクロ間隙はゲル相によって埋められ、粘土粒子のサイズは小さくなることが確認された。Cs型モンモリロナイトでは、それとは対照的に飽和過程でのゲル相の生成や粒子・間隙サイズの変化は認められなかった。X線CTによって評価された飽和Cs型モンモリロナイトの連結性マクロ間隙の屈曲度及び収れん度を含む幾何学因子は、重水の拡散試験から評価された値と整合した。Na型モンモリロナイトの場合、X線CTと拡散試験から導出された幾何学因子の差異が確認され、これは静電的相互作用による収れん度とX線CTの解像度では観察できないゲル相や層間間隙の屈曲度に起因するものと考えられた。
阿部 雄太; 山下 拓哉; 佐藤 一憲; 中桐 俊男; 石見 明洋; 永江 勇二
Proceedings of 26th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-26) (Internet), 9 Pages, 2018/07
Authors are developing an experimental technology to realize experiments simulating Severe Accident (SA) conditions using simulant fuel material (ZrO
with slight addition of MgO for stabilization) that would contribute not only to Fukushima Daiichi (1F) decommissioning but also to enhance the safety of worldwide existing and future nuclear power plants through clarification of the accident progression behavior. Based on the results of the prototype test, improvement of plasma heating technology was conducted. The Core Material Melting and Relocation (CMMR)-1/-2 experiments were carried out in 2017 with the large-scale simulated fuel assembly (1 m 
0.3 m 
) applying the improved technology (higher heating power and controlled oxygen concentration). In these two tests, heating history was different resulting basically in similar physical responses with more pronounced material melting and relocation in the CMMR-2 experiment. The CMMR-2 experiment is selected here from the viewpoint of establishing an experimental technology. The CMMR-2 experiment adopted 30-min heating period, the power was increased up to a level so that a large temperature gradient (
2,000 K/m) expected at the lower part of the core in the actual 1F accident conditions. Most of the control blade and the channel box migrated from the original position. After the heating, the simulated fuel assembly was measured by the X-ray Computed Tomography (CT) technology and by Electron Probe Micro Analyzer (EPMA). CT pictures and elemental mapping demonstrated its excellent performance with rather good precision. Based on these results, an excellent perspective in terms of applicability of the non-transfer type plasma heating technology to the SA experimental study was obtained.
阿部 雄太; 佐藤 一憲; 中桐 俊男; 石見 明洋; 永江 勇二
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 7 Pages, 2017/04
Authors are developing an experimental technology to realize experiments simulating severe accident conditions that would contribute not only to Fukushima Daiichi (1F) decommissioning but also to enhance safety of worldwide existing and future nuclear power plants through clarification of the accident progression behavior. In the first part of this program, called Phase I hereafter, a series of small-scale experiments (10 cm 10 cm 25 cmh) were performed in March 2015 and it was demonstrated that non-transfer (NTR) type plasma heating is capable of successfully melting the high melting-point ceramics. In order to confirm applicability of this heating technology to larger scale test specimens to address the experimental needs, authors performed a second series plasma heating tests in 2016, called Phase II hereafter, using a simulated fuel assembly with a larger size (100 cm 30 cm phi). In the phase II part of the program, the power was increased up to a level so that a large temperature gradient (2,000 K/m - 4,000 K/m) expected at the lower part of the core in the actual 1F accident conditions. After the heating, these test pieces were measured by the X-ray Computed Tomography (CT) technology. CT pictures demonstrated its excellent performance with rather good precision. Based on these results, basic applicability of the NTR plasma heating for the SA experimental study was confirmed. With the Phase II-type 100 cm-high test geometry, core material relocation (CMR) behavior within the active core region and its access to the core support structure region would be addressed. JAEA is also preparing for the next step large-scale tests using up to four simulated fuel assemblies covering the lower part of the active fuel and fully simulating the upper part of the lower core support structures addressing CMR behavior including core material relocation into the lower plenum.
松林 政仁; 曽山 和彦
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 529(1-3), p.384 - 388, 2004/08
被引用回数：8 パーセンタイル：48.81(Instruments & Instrumentation)高空間分解能イメージングを目的として、蛍光体塗布Fiber Optic Plate(FOP)付きCCDカメラを冷・熱中性子ビームで試験した。CCDカメラとシンチレータとの光学的結合法としてFOP結合法と従来型のレンズ結合法を比較すると高空間分解能イメージングにはFOP結合法が有利である。JRR-3Mの冷・熱中性子ラジオグラフィ装置場を用いてGdOS(Tb)シンチレータの塗布重量,FOPのテーパー比をパラメータとして発光量,Edge Spread Function(ESF),MTFチャートの可視化等の測定を行った。その結果、テーパー比1:1の場合には塗布重量5mg/cm
で最良値が得られ熱中性子:ESF 35
m,冷中性子:ESF 37mとなった。FOPのテーパー比を1:2あるいは1:3とした場合には25mのLine Pairs(LP)まで冷中性子により分離可視化できた。さらに撮像応用例として小さなリチウムイオン電池の三次元CT,PC用ハードディスク軸受け部のオイルの動きの可視化を行った。
山本 和喜; 熊田 博明; 山本 哲哉*; 松村 明*
日本原子力学会和文論文誌, 3(2), p.193 - 199, 2004/06
本研究は、忠実に頭の形を再現した写実体ファントムを用いた実験的手法による線量評価の可能性を調べることを目的とし、患者の写実体ファントムの製造及び実際の医療照射条件の再現について検討した。われわれはコンピューター断層撮影(CT)画像から写実体ファントムを製作するために、光造形技術を選択した。製作されたファントムは、当該患者の臨床照射と同じ条件下で照射され、脳表面上の熱中性子分布が詳細に測定された。写実体ファントムの製作において、材料及びデータ変換上の幾つかの課題について指摘した。写実体ファントムを使用して、医療照射を再現した結果、脳表面の最大熱中性子束は、実際の脳の表面より約22%低い値になった。本論文中で指摘した課題が解決されれば、線量評価システムを検証することが可能となるものと期待できる。
春山 満夫; 高瀬 操*; 岩崎 信*; 飛田 浩
JAERI-Research 2002-022, 91 Pages, 2002/12
JAERI-Research-2002-022.pdf:37.97MB
放射性廃棄物の非破壊測定技術開発の一環として、廃棄物ドラムの内部情報(物質性状)を把握できるCT法として、ベイズ逆投影法(Bayes Back Projection, BBP)による画像再構成プログラムを開発した。一般的なCT断面画像再構成手法として、フィルタ-補正逆投影法(Filtered Back Projection, FBP)が良く知られているが、今回報告する断面画像再構成手法は、ベイズ推定法をもととした逆問題解法をCT画像再構成問題に適用したものである。本手法は、測定回ごとの投影データを即座に断面画像に反映できる画像逐次改良型であるため、断面画像の修練をリアルタイムで見ることができるだけでなく、関心領域のみの画像再構成を行うことも可能な方法である。今回開発した再構成プログラムはX線XT用のものであるが、中性子イメージングや陽電子断層撮影(Positron Emission Tomography, PET)などの断面画像再構成にも適用することができ、利用範囲は広いものである。
後藤 俊治*; 竹下 邦和*; 鈴木 芳生*; 大橋 治彦*; 浅野 芳裕; 木村 洋昭*; 松下 智裕*; 八木 直人*; 一色 康之*; 山崎 裕史*; et al.
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 467-468(Part1), p.682 - 685, 2001/07
イメージング技術開発や、X線光学素子開発,物性研究のためのトモグラフィーや医学イメージング,トポグラフィー研究等を目的とした、最初の中央ビームラインをSPring-8で構築した。この結果、大視野でコヒーレントな光ビームを得ることに成功した。またこのビームラインを用いて、300mmのシリコンクリスタルのone-shotトポグラフのような、予備実験を成功裡に終わることができた。これらについて論じた。
松林 政仁; 市川 博喜; 小林 久夫*; 鶴野 晃
Fifth World Conf. on Neutron Radiography, 0, p.275 - 282, 1996/00
JRR-3M中性子ラジオグラフィ装置の高性能を活かす高解像度撮像システムを現在開発中である。本システムは蛍光コンバータ、石英鏡、レンズ、冷却型CCDカメラから構成される。冷却型CCDカメラは、線型応答性、ダイナミックレンジの応さ、画像歪みの無さ等の点において優れている一方、放射線に対する感度が高いため、ホワイトスポットの発生という問題を抱えている。この問題の解決には、中央値フィルタに判断能力を持たせたフィルタを開発し対処した。また、蛍光コンバータの試作を行い、高解像度化を進めた。さらに、本システムの応用例としてCTを行い、良好な結果が得られた。
竹中 信幸*; 浅野 等*; 藤井 照重*; 和田 哲昌*; 松林 政仁; 鶴野 晃
Fifth World Conf. on Neutron Radiography, 0, p.118 - 125, 1996/00
中性子ラジオグラフィのCT法を用いて軽水炉燃料を模擬した44ロッドバンドル内スペーサ近傍の空気-水二相流の3次元ボイド率分布を計測した。ロッドバンドル内スペーサ近傍の二相流の振る舞いは軽水炉の安全性研究において重要でありながら他の手法によっては観察が困難であったが、本計測により明りょうに可視化された。その結果、スペーサの影響がはっきりと観察され、中性子ラジオグラフィを軽水冷却原子炉の安全性研究のための熱水力研究における計測に応用できることが分かった。
竹中 信幸*; 浅野 等*; 藤井 照重*; 和田 哲昌*; 松林 政仁; 鶴野 晃
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 377, p.115 - 118, 1996/00
被引用回数：15 パーセンタイル：76.22(Instruments & Instrumentation)軽水炉の安全性にとってロッドバンドル中の二相流の振る舞いは、重要である。その中でも特に、ロッドバンドル中のスペーサ近傍の二相流の振る舞いが重要である。これまでは、X線や
線を用いてBWR又はPWRと同サイズのロッドバンドル中の同じ圧力、同じ温度条件下での二相流のボイド率測定が行われてきた。さらに、断面におけるボイド率分布を得るためにCT法も用いられてきた。本研究では、スペーサの材料である金属板を透過し、二相流を可視化できる中性子ラジオグラフィを用いて軽水炉燃料を模擬した44ロッドバンドル中のスペーサ近傍の空気-水二相流の可視化を行い、一次元の平均ボイド率分布及びCT法による3次元ボイド率分布を得た。
井岡 郁夫; 依田 真一
Journal of Nuclear Materials, 151, p.202 - 208, 1988/00
被引用回数：2 パーセンタイル：31.38(Materials Science, Multidisciplinary)高温ガス試験炉に使用される黒鉛材料は、冷却材ヘリウム中に含まれる微量の不純物により酸化される。酸化により黒鉛材料の機械的性質が劣化することは、既に知られている。また、酸化モード(均一、不均一酸化)によっても、その劣化の程度は異なる。とくに、不均一酸化された黒鉛内の密度分布を非破壊的に把握することは、強度劣化を知るために重要である。そこで、最近開発されたX線CTスキャナを用いて酸化黒鉛内部の密度分布を調べた。また、同試片を外表面から切削して測定した密度分布と比較し、良い一致を得た。さらに、各種人工欠陥を導入した原子炉級黒鉛の欠陥検出も行った。
井岡 郁夫; 依田 真一; 藤井 正司*; 奥 達雄; 田中 利幸
日本原子力学会誌, 28(6), p.534 - 542, 1986/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.02(Nuclear Science & Technology)最近産業用として材料試験を目的としたX線CTスキャナが開発された。X線CT法は、通常の放射線法に比べ1桁以上検出感度が増すので微細な欠陥でも見付けられる利点がある。X線CTスキャナを用いて、人工欠陥を有する黒鉛材料の断面像を撮影した。その結果、IG-11の場合、円柱状欠陥で直径0.2mm、線状欠陥で幅0.1mmのものまで確認できた。また、黒鉛内部の巨視的、微視的き裂及び酸化により生じた空孔も確認できた。しかし、正確な欠陥寸法は得られなかった。更に、CT値のプロフィールより、酸化に伴う試料内部の連続的な密度変化も確認できた。X線CT法は、従来の超音波法、放射線法に比べ、より有効な非破壊検査法である。
