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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：21.07(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.
阿部 雄太; 土川 雄介; 甲斐 哲也; 松本 吉弘*; Parker, J. D.*; 篠原 武尚; 大石 佑治*; 加美山 隆*; 永江 勇二; 佐藤 一憲
JPS Conference Proceedings (Internet), 33, p.011075_1 - 011075_6, 2021/03
Since the hardness of fuel debris containing boride from B
C pellet in control rod is estimated to be two times higher as that of oxide, such as UO
and ZrO, distribution of such boride in the fuel debris formed in the Fukushima-Daiichi Nuclear Power Plants may affect the process of debris cutting and removal. The high neutron absorption of boron may affect the possibility of re-criticality during the process of debris removal. Therefore, boride distribution in fuel debris is regarded as an important issue to be addressed. However, boron tends to have difficult in quantification with conventionally applied methods like EPMA and XPS. In this study, accelerator-driven neutron-imaging system was applied. Since boron is the material for neutron absorption, its sensitivity in terms of neutron penetration through specimens is concerned. To adjust neutron attenuation of a specimen to suit a particular measurement by selecting the neutron energy range, we focused on the energy resolved neutron imaging system RADEN, which utilizes wide energy range from meV to keV. Development of a method to visualize boron distribution using energy-resolved neutrons has been started. In this presentation the authors show the status of the development of a method utilizing energy-resolved neutrons and provide some outcome from its application to the Core Material Melting and Relocation (CMMR)-0 and -2 specimens.
阿部 雄太; 土川 雄介; 甲斐 哲也; 松本 吉弘*; Parker, J. D.*; 篠原 武尚; 大石 佑治*; 加美山 隆*; 永江 勇二; 佐藤 一憲
Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 6 Pages, 2020/08
Boron carbide is used as a neutron-absorbing material in Fukushima-Daiichi Nuclear Power Station (1F), producing borides that are twice as hard as oxides (such as UO and ZrO). The high neutron absorption of boron affects the evaluation of re-criticality during the process of debris retrieval. Therefore, it is important not only to determine the presence of boron but also to investigate the distribution of boron inside the material in a non-destructive manner during decommissioning. To address the uncertainties in the core material relocation behavior of boiling water reactor (BWR) during a severe accident (SA), solidified melt specimens of a simulated fuel assembly were prepared by plasma heating. If core material melting and relocation (CMMR) specimens can be used to estimate the B distribution in 1F Unit-3, that will provide valuable information in the decommissioning of 1F. To address this, the authors focused on the energy-resolved neutron imaging system, RADEN, which utilizes a wide energy range, from meV to keV. This is an innovative three-dimensional analysis technology for boride distribution that affects the evaluation of hardness and re-criticality. In the calibration standard samples (Zr
B
and FeB), there was a good correlation between boron concentration and the energy-dependence of the cross sections of cold and epi-thermal neutrons. In the CMMR specimens, boron distribution was confirmed from the contrast difference between cold and epi-thermal neutrons. In the future, the results of calibration standard samples will be applied to the results of CMMR specimens. With this method, three-dimensional boron distribution will be measured, and the understanding of boride distribution 1F Unit-3 will be improved, which may be reflected in an improved SA code.
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：48.76(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。
中西 友子*; 古川 純*; 松林 政仁
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 424(1), p.136 - 141, 1999/00
被引用回数：16 パーセンタイル：74.02(Instruments & Instrumentation)中性子コンピュータ断層撮影を用いてカーネーションの花内部の水のプロファイルを得た。花の部分を回転台上に固定し、熱中性子ビームを用いて1枚につき4秒間照射で冷却型CCDカメラを用いて撮影した。撮影枚数は1試料につき、半回転180枚(1枚/1度)とした。カーネーションは乾燥前と乾燥後の2つの試料を用意し、CTの再構成計算にはShepp-Loganフィルタを用いるフィルタ逆投影法を使用した。得られた断層画像は、これまでの投影画像では観察が困難であった花の内部における水分の分布を明らかとした。カーネーションの花のCT撮影は初めての試みであり、空間解像度において改善の必要性は認められるものの、花の内部における水の動態を解析できる有望な手法であることが示された。
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4
4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：76.16(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。
松林 政仁; 鶴野 晃
Neutron Radiography,4, p.415 - 422, 1993/00
JRR-3中性子ラジオグラフィ装置はJRR-3の改造を機会に、これまでの経験と中性子ラジオグラフィの研究開発の発展を参考として新たに設計製作したものであり、1991年完成した。現在、特性試験とともに一部の利用が行われている。本装置は熱中性子ラジオグラフィ装置と冷中性子ラジオグラフィ装置から成り、特に前者は2ヶ所の撮影室を持ち、従来から行われてきた高放射性物質の照射後非破壊検査の他に、多種類の試料に対する中性子ラジオグラフィ実験が行えるようになっている。特性測定の結果、熱中性子、冷中性子ともに10
n/cm/secを超える高中性子束が得られ、L/Dも100以上、n/比についてもTV法において100以上が得られていることが確認された。これらの結果は本装置が性能において世界のトップレベルにあることを示すもので、特に試料の動態観察に威力を発揮している。本報告においては特性測定の結果を主として述べる。
阿部 雄太; 甲斐 哲也; 土川 雄介; 松本 吉弘*; Parker, J. D.*; 篠原 武尚; 加美山 隆*; 大石 佑治*; 永江 勇二; 佐藤 一憲
no journal, ,
福島第一原子力発電所事故(1F)における炉内状況の把握に重要な要素として、粒子状の炭化ホウ素を内包した制御棒ブレードの炉心溶融時の振舞いが挙げられる。BWR炉心溶融時の挙動解明に資する目的で行われたCMMR試験(基本構成要素を模擬した模擬燃料集合体による破損試験)では、1F2号機の温度履歴を模擬し、超高温(最高温度部分で2,300
C内外)まで加熱・保持した条件においても、試験体の一部にはホウ素含有物が存在することが確認されており、1Fの燃料デブリにもある程度のホウ素が含まれている可能性がある。炉内のホウ素含有物の分布は、燃料デブリの臨界性評価や取出し時の超高硬度物質への対処等の観点から重要課題であり、前記したCMMR試験体のホウ素含有物分布を精度良く測定することができれば、1F2号機等の推定精度を高めることに繋がる。本講演では、J-PARCのエネルギー分析型中性子イメージング装置(RADEN)で撮像した、CMMR試験体のホウ素含有物分布結果を紹介する。
