燃料デブリ取り出し時における炉内状況把握のための遠隔技術に関する研究人材育成(委託研究); 令和4年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉環境国際共同研究センター; 東京大学*

JAEA-Review 2023-023, 99 Pages, 2024/03

JAEA-Review-2023-023.pdf:6.0MB

日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和4年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、令和元年度に採択された研究課題のうち、「燃料デブリ取り出し時における炉内状況把握のための遠隔技術に関する研究人材育成」の令和4年度分の研究成果について取りまとめたものである。本研究では、燃料デブリ取り出し時における炉内状況把握のためのモニタリングプラットフォームの構築、およびプラットフォーム上を移動するセンサによる計測・可視化に関する研究開発を行う。また、このような研究課題に参画することによる研究教育、講義等の座学、施設見学の3つの柱で研究人材を育成することを目的とする。令和4年度は、最終年度に向けて各システムの改良、拡張を行い、模擬環境などでの検証実験を行った。

特定復興再生拠点区域における大気放射能濃度調査(2018年度2021年度)

阿部 智久; 舟木 泰智; 吉村 和也; 尻引 夏*; 眞田 幸尚

JAEA-Data/Code 2023-001, 38 Pages, 2023/05

JAEA-Data-Code-2023-001.pdf:3.04MB
JAEA-Data-Code-2023-001-appendix(CD-ROM).zip:32.02MB

本調査では内閣府からの委託を受けて、特定復興再生拠点区域の内部被ばく評価に資するため、福島県の3市町村(双葉町、大熊町、富岡町)において、大気浮遊塵中の放射性物質に関する調査を実施した。対象とした市町村にダストサンプラーを設置し、大気放射能濃度を調査するとともに、実測値に基づく内部被ばく線量を評価した。本報告書は、当該受託事業が開始した2018年度から2021年度までの測定結果をとりまとめたものである。大気放射能濃度及び実測値に基づく内部被ばく線量評価結果、基礎データとして気象観測データなどをデータベース化した。

燃料デブリ取り出し時における炉内状況把握のための遠隔技術に関する研究人材育成(委託研究); 令和2年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉環境国際共同研究センター; 東京大学*

JAEA-Review 2021-030, 79 Pages, 2021/12

JAEA-Review-2021-030.pdf:3.82MB

日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和2年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、令和元年度に採択された「燃料デブリ取り出し時における炉内状況把握のための遠隔技術に関する研究人材育成」の令和2年度の研究成果について取りまとめたものである。本研究では、燃料デブリ取り出し時における炉内状況把握のためのモニタリングプラットフォームの構築、およびプラットフォーム上を移動するセンサによる計測・可視化に関する研究開発を行う。また、このような研究課題に参画することによる研究教育、講義等の座学、施設見学、の3つの柱で研究人材を育成することを目的とする。令和2年度は、主に基本設計および要素開発に取り組んだ。

Fast in-situ mesh generation using Orb-SLAM2 and OpenMVS

Wright, T.*; 羽成 敏秀; 川端 邦明; Lennox, B.*

Proceedings of 17th International Conference on Ubiquitous Robots (UR 2020) (Internet), p.315 - 321, 2020/00

In exploratory robotics for nuclear decommissioning, environmental understanding is key. Sites such as Fukushima Daiichi Power Station and Sellafield often use manually controlled or semi-autonomous vehicles for exploration and monitoring of assets. In many cases, robots have limited sensing capabilities such as a single camera to provide video to the operators. These limitations can cause issues, where a lack of data about the environment and limited understanding of depth within the image can lead to a mis-understanding of asset state or potential damage being caused to the robot or environment. This work aims to aid operators by using the limited sensors provided i.e. a single monocular camera, to allow estimates of the robot's surrounding environments to be generated in situ without having to off load large amounts of data for processing. This information can then be displayed as a mesh and manipulated in 3D to improve the operator awareness. Due to the target environment for operation being radioactive, speed is prioritised over accuracy, due to the damaging effects radiation can cause to electronics. In well lit environments images can be overlaid onto the meshes to improve the operators understanding and add detail to the mesh. From the results it has been found that 3D meshes of an environment/object can be generated in an acceptable time frame, less than 5 minutes. This differs from many current methods which require offline processing due to heavy computational requirement of Photogrammetry, or are far less informative giving data as raw point clouds, which can be hard to interpret. The proposed technique allows for lower resolution meshes good enough for avoiding collisions within an environment to be generated during a mission due to it's speed of generation, however there are still several issues which need to be solved before such a technique is ready for deployment.

A 3D radiation image display on a simple virtual reality system created using a game development platform

佐藤 優樹; 寺阪 祐太; 小澤 慎吾*; 谷藤 祐太; 鳥居 建男

Journal of Instrumentation (Internet), 13(8), p.T08011_1 - T08011_10, 2018/08

https://doi.org/10.1088/1748-0221/13/08/T08011

The Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (FDNPS), operated by Tokyo Electric Power Company Holdings, Inc., suffered a meltdown after a large tsunami caused by the Great East Japan Earthquake on March 11, 2011. The measurement of radiation distribution inside FDNPS buildings is indispensable for executing appropriate decommissioning tasks in the reactor's buildings. In addition, it is extremely important to accurately predict the location of radioactive contamination beforehand because the working time is limited owing to radiation exposure to workers. In this paper, a simple virtual reality (VR) system that can detect radioactive substances in virtual space has been developed to simulate real working environments. A three-dimensional (3D) photo-based model of the real working environment, including an image of the radioactive substance, was imported into the virtual space of the VR system. The developed VR system can be accessed using a smartphone and a cardboard goggle. The VR system is expected to be useful for preliminary training of workers and for recognizing radioactive hotspots during decommissioning of the work environment.

Updating source term and atmospheric dispersion simulations for the dose reconstruction in Fukushima Daiichi Nuclear Power Station accident

永井 晴康; 寺田 宏明; 都築 克紀; 堅田 元喜; 太田 雅和; 古野 朗子; 朱里 秀作

EPJ Web of Conferences, 153, p.08012_1 - 08012_7, 2017/09

https://doi.org/10.1051/epjconf/201715308012

福島第一原子力発電所の事故時に放出された放射性物質による住民の被ばく線量を評価するために、計算シミュレーションにより放射性物質の時間空間分布を再構築する。本研究では、放出源情報の精緻化及び大気拡散シミュレーションの高精度化により、放射性物質大気濃度・沈着量の時間空間分布データベースを開発し、住民の行動パターンや移行モデルと組み合わせた推計に活用する。大気拡散シミュレーションの改良としては、新規気象モデルの導入と沈着過程の精緻化を行った。改良モデルは、東日本スケールにおけるCsの沈着分布を良好に再現したが、福島第一原子力発電所近傍では沈着分布の再現性が低下した。この結果は、放出源情報を改良モデルシミュレーションに対して最適化することにより、さらなる精緻化が必要であることを示している。

Model testing using data on I released from Hanford

Thiessen, K. M.*; Napier, B. A.*; Filistovic, V.*; 本間 俊充; Kanyr, B*; Krajewski, P.*; Kryshev, A. I.*; Nedveckaite, T.*; Nnyei, A.*; Sazykina, T. G.*; et al.

Journal of Environmental Radioactivity, 84(2), p.211 - 224, 2005/00

https://doi.org/10.1016/j.jenvrad.2004.01.043

IAEAの主催するBIOMASS計画の線量再構築ワーキンググループでは、1963年に米国ハンフォードの化学分離施設から事故で環境に放出されたヨウ素-131に関するモニタリングデータを用いて、環境移行モデル,線量評価モデル等の妥当性の検証を行った。サイト周辺数カ所の沈着量のモデル予測は、参加機関及び評価地点により、ファクター5から80の違いがあった。また、子供に対する食物摂取線量の予測は、評価法の違い,パラメータ値の選択の相違等により、参加機関によって1桁の開きがあった。この検証作業は、概念モデルと数学的評価手法の比較,モデル予測の実測データによる検証,不確かさに寄与する因子の同定の点で有意義であった。予測結果に影響を及ぼす重要な要因として、不完全なデータの取り扱い方法,入力情報の解釈,パラメータ値の選択,サイト特有な状況へのモデルの調整,不確かさの取り扱いが見いだされた。

X-ray diffraction study on GaAs(001)-24 surfaces under molecular-beam epitaxy conditions

高橋 正光; 米田 安宏; 水木 純一郎

Applied Surface Science, 237(1-4), p.219 - 223, 2004/10

https://doi.org/10.1016/j.apsusc.2004.07.018

その場表面X線回折法により、GaAs(001)-再構成表面を詳しく調べた。試料は、他の解析用真空槽に搬送することなく、分子線エピタキシー条件下でそのまま測定に付した。一定のAs圧下において、GaAs(001)-構造の相に相当する範囲内で基板温度を上げていきながら、多数のX線回折パターンを測定した。545Cまでの比較的低い温度では、測定されたX線回折パターンは2(24)表面とよく一致した。しかしながら、585Cでは、周期性をなお保ちながら、2(24)とは異なる回折パターンが得られた。この変化は、Asダイマーが一部脱離し、2(24)と2(24)とが混在した表面になったことにより説明できる。

RHEED observation of BaTiO thin films grown by MBE

米田 安宏; 阪上 潔*; 寺内 暉*

Surface Science, 529(3), p.283 - 287, 2003/04

https://doi.org/10.1016/S0039-6028(03)00361-3

強誘電体であるチタン酸バリウム薄膜を厚さ10モノレイヤーでチタン酸ストロンチウム基板上にMBEを用いて作製した。作製は同時蒸着と交互蒸着の2種類の方法で行った。成長中はRHEED観察によって薄膜がエピ成長していることを確認し、成長後はX線回折によって、良質の単結晶薄膜であることを確かめた。

Model testing using data from accidental released of I-131 and Cs-137

Thiessen, K. M.*; Napier, B. A.*; Filistovic, V.*; 本間 俊充; Kanyr, B*; Krajewski, P.*; Kryshev, A. I.*; Nedveckaite, T.*; Nnyei, A.*; Sazykina, T. G.*; et al.

Proceedings from the International Conference on Radioactivity in the Environment, p.313 - 316, 2002/09

IAEAの主催するBIOMASS計画の線量再構築ワーキンググループでは、1963年に米国ハンフォードの化学分離施設から事故で環境に放出されたヨウ素-131に関するモニタリングデータを用いて、環境移行モデル,線量評価モデル等の妥当性の検証を行った。サイト周辺数カ所の沈着量のモデル予測は、参加機関及び評価地点により、ファクター6から7,最大2桁の違いがあった。また、子供に対する食物摂取線量の予測は、評価法の違い,パラメータ値の選択の相違等により、参加機関によって1桁の開きがあった。この検証作業は、アセスメント手法と概念的なアプローチの比較,モデル予測の実測データによる検証,不確かさに寄与する因子の同定の点で有意義であった。予測結果に影響を及ぼす重要な要因として、不完全なデータの取り扱い法,入力情報の解釈,パラメータ値の選択,サイト特有な状況へのモデルの調整,不確かさの取り扱いが見出された。