Remote detection of radioactive hotspot using a Compton camera mounted on a moving multi-copter drone above a contaminated area in Fukushima

佐藤 優樹; 小澤 慎吾*; 寺阪 祐太; 峯本 浩二郎*; 田村 智志*; 新宮 一駿*; 根本 誠*; 鳥居 建男

Journal of Nuclear Science and Technology, 57(6), p.734 - 744, 2020/06

https://doi.org/10.1080/00223131.2020.1720845

The Fukushima Daiichi Nuclear Power Station, operated by Tokyo Electric Power Company Holdings, Inc., suffered a meltdown as a result of a large tsunami triggered by the Great East Japan Earthquake on March 11, 2011. To proceed with the environmental recovery by decontamination, drawing a radiation distribution map that can indicate the distribution of radioactive substances is extremely important to establish detailed decontamination plans. We developed a remote radiation imaging system consisting of a lightweight Compton camera and a multi-copter drone to remotely measure the distribution of the radioactive substances. This system can perform radiation imaging using a Compton camera while flying and moving. In addition, it is also possible to draw the distribution of radioactive substances three-dimensionally by projecting the radiation image measured with the Compton camera on a three-dimensional topography model separately acquired by a 3D-LiDAR. We conducted a survey of radioactive hotspots in difficult-to-return zone in the coastal area of Fukushima, Japan. The drone system succeeded in three-dimensional visualization of several hotspots deposited on the ground. Such remote technology would be useful not only for monitoring the difficult-to-return zone, but also for monitoring distribution of radioactive substances inside the site of the FDNPS where decommissioning work is ongoing.

Simulation of quench tests of the central solenoid insert coil in the ITER central solenoid model coil

高橋 良和; 吉田 清; 名原 啓博; 枝谷 昌博*; Mitchell, N.*

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 16(2), p.783 - 786, 2006/06

https://doi.org/10.1109/TASC.2006.873254

クエンチ時の導体の振舞いを明らかにするため、CSインサートのクエンチ実験を直流及びパルス・モードの条件で行った。その導体は実機CSとほぼ同じ形状とパラメータを有している。導体の長さは約140mである。直流モードにおいて、導体の中央部の磁場の高いところに取付けられた誘導ヒータにより人為的にクエンチを起こした。また、パルス・モードにおいて、CSインサートは0.4-2T/sの掃引速度でクエンチした。これらのクエンチ実験における導体内の電気的及び熱流体的振舞いのシミュレーションを行った結果、実験結果とよく一致した。ITERにおける実機CSのクエンチ検出は、ピックアップ・コイルを用いた電圧法で行う予定である。実験で得られた結果と比較して、その感度やクエンチ時の導体の最高温度について検討した結果、ITER-CSのクエンチ検出システムは十分な検出感度を有することが示された。

Core thermal-hydraulic design

高田 英治*; 中川 繁昭; 藤本 望; 栃尾 大輔

Nuclear Engineering and Design, 233(1-3), p.37 - 43, 2004/10

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2004.07.009

HTTRの炉心熱流力設計では、燃料最高温度の評価を行っている。設計では、炉内における冷却材の流量配分と燃料温度を評価するにあたり、熱伝達率や圧力損失係数の相関式について、モックアップ装置を用いた実験データに基づいたものが採用された。また、燃料最高温度を安全側に評価するため、工学的安全係数の評価も行われた。熱流力設計の結果、冷却材の炉心有効流量は88%、燃料最高温度は1492Cと評価され、通常運転時の制限温度である1495Cを満足することが確認された。さらに、異常時の燃料最高温度は1600Cの制限を超えないことが確認された。一方、HTTRの運転データに基づいて、解析条件や工学的安全係数の見直しを行ったところ、燃料最高温度の評価結果は1463Cとなり、炉心熱流力設計が適切に実施されていたことを確認することができた。(本論文は、HTTRに関するシリーズ投稿の一つである。)

強制冷却型導体のホットスポット温度の解析

吉田 清; 瀧上 浩幸*; 久保 博篤*

低温工学, 36(11), p.617 - 625, 2001/11

https://doi.org/10.2221/jcsj.36.617

本報は、強制冷却型超伝導導体のホットスポット温度について数値解析を用いた検討結果を報告する。ITERマグネットは、TFコイル及びCSコイル,PFコイル用の3種類の超伝導導体を用いる。それらの導体に含まれる安定化銅の量は、断熱条件で求めたホットスポット温度によって求められている。その条件を満たすために、ITERでは超伝導素線以外に大量の銅素線が必要になってしまっている。しかし、導体の温度や応力は最新の解析ツールを用いて求めることができる。その数値解析で求めたホットスポット温度は、断熱条件で求めた値よりかなり低い温度であった。さらに、ホットスポット温度を決める要素であるクエンチ検出までの遅れ時間も、この数値解析で求めることができた。その結果、撚線内の銅素線の量を減らすことができ、現在のITERマグネットを小型化できる可能性を示した。

ITER-CSインサート・コイルのクエンチ特性

礒野 高明; 松井 邦浩; 加藤 崇; 高橋 良和; CSモデル・コイル実験グループ; 長谷川 満*

低温工学, 36(6), p.373 - 380, 2001/06

https://doi.org/10.2221/jcsj.36.373

ITER-CSインサートコイルのクエンチ特性について報告する。常伝導伝搬速度は、今までと比較して遅く、圧力上昇も少ない結果であった。温度上昇は、ホットスポット計算結果と一致していることがわかり、設計条件の150K以下を満足していることが判明した。常伝導伝搬速度を断熱的な伝搬速度と比較すると5~30%と遅く、時間依存性もほとんどなく、従来測定された0.5~0.6乗という結果とは、違った測定結果となった。

Evaluation of local power distribution with fine-mesh core model for High Temperature Engineering Test Reactor(HTTR)

村田 勲; 山下 清信; 丸山 創; 新藤 隆一; 藤本 望; 数土 幸夫; 中田 哲夫*

Journal of Nuclear Science and Technology, 31(1), p.62 - 72, 1994/01

https://doi.org/10.3327/jnst.31.62

本報は、高温ガス炉(HTGR)のために開発された詳細出力分布評価手法について述べたものである。本手法はベクトル化された3次元拡散コードを用いることにより径方向及び軸方向の非均質性を全炉心レベルで正確に取り扱うことができる。この評価手法を高温工学試験研究炉(HTTR)に適用することにより、炉心内のウランの濃縮度、反応度調整材、ブロック端黒鉛や制御棒案内カラムの黒鉛による径方向及び軸方向の非均管性を考慮した、燃料ピン毎の出力分布を得ることが出来るようになった。本評価手法の精度は、臨界実験装置VHTRCの実験結果により検証され、出力分布について3%以下の精度で実験結果と一致することを確認した。本手法は、HTTRの燃料最高温度評価におけるホットスポットファクターの評価に応用され、燃料最高温度が制限値(通常運転時1495C、運転時の異常な過渡変化時1600C)を下回ることを確認した。

Evaluation of core thermal and hydraulic characteristics of HTTR

丸山 創; 藤本 望; 数土 幸夫; 村上 知行*; 藤井 貞夫*

Nucl. Eng. Des., 152, p.183 - 196, 1994/00

https://doi.org/10.1016/0029-5493(94)90084-1

高温工学試験研究炉(HTTR)は、原子炉出口冷却材温度950C、熱出力30MWの我が国初の高温ガス炉である。本報は、HTTRの炉心熱流力特性評価に関連する設計方針、解析コードの検証を含めた評価手法、原子炉出口冷却材温度950Cを得るための設計対応及び評価結果についてまとめたものである。通常運転時の炉心有効流量は全流量の約88%となり、これを用いて評価した燃料最高温度1492Cは、被覆燃料粒子の健全性の観点から定めた主要な熱的制限値1495Cを下回っている。

JMTR低濃縮燃料炉心の核的ホットスポットファクタ

永岡 芳春; 小向 文作; 桜井 文雄; 斎藤 実; 二村 嘉明

JAERI-M 92-042, 92 Pages, 1992/03

JAERI-M-92-042.pdf:2.18MB

JMTRは、ETR型板状燃料を使用した軽水減速・冷却タンク型の熱出力50MWの汎用型材料試験炉であり、1993年にMEU燃料からLEU燃料への転換が計画されている。このため、LEU燃料炉心の安全評価の一環として、ホットスポットファクタの検討を実施した。本報告は、LEU燃料を使用する炉心の熱設計及び安全解析に用いられるホットスポットファクタのうち核的ホットスポットファクタについて、計算方法及び結果について述べている。核的ホットスポットファクタの各因子は、核計算により求めることとし、検討した。その結果、核的ホットスポットファクタの最大は、3.14となった。

Thermal and hydraulic design for High Temperature Engineering Test Reactor(HTTR)

丸山 創; 山下 清信; 藤本 望; 村田 勲; 新藤 隆一; 数土 幸夫

The Safety,Status and Future of Non-Commercial Reactors and Irradiation Facilities,Vol. 1, p.304 - 311, 1990/09

本報は、HTTRの熱流力設計手法、評価結果等についてまとめたものである。熱流力設計においては、核計算から得られた出力分布及びフルエンス分布に基づいて、HTTRの炉心構造、燃料等に関連したR&D結果を考慮し、炉内流量配分、燃料温度分布を評価する。原子炉出口温度950Cの高温試験運転において、炉心有効流量88%、燃料最高温度1495Cが得られた。

JMTRとJMTRCの対応性(No.34cy.実験)

瀬崎 勝二; 武田 勝彦; 桜井 文雄; 小向 文作; 近藤 育朗

JAERI-M 6688, 43 Pages, 1976/08

JAERI-M-6688.pdf:1.47MB

材料試験炉では精度の高い照射と、原子炉の安全性の確認のために、臨界実験装置を使用して各運転サイクルの先行試験を実施して来た。しかし、材料試験炉とその臨界実験装置の間には炉心構造上、若干の差違があり、中性子束分布、反応度等炉特性に差が生じる。これは燃料試料の発熱量、燃料要素の核的ホットスポット因子に影響を与える。そこで、ベリリュウムH枠を変換した第34サイクルにおいて、熱中性子束を測定して材料試験炉とその臨界実験装置の対応性を確認した。本報告には、炉出力、熱中性子束、核分裂率、制御棒反応度、超過反応度の測定結果および検討結果を述べてある。