Reactivity estimation based on the linear equation of characteristic time profile of power in subcritical quasi-steady state

山根 祐一

Journal of Nuclear Science and Technology, 14 Pages, 2022/04

https://doi.org/10.1080/00223131.2022.2053221

反応度または外部中性子源強度の瞬時変化の後で生じる準定常状態における中性子計数率もしくはそのシミュレーションデータの経時変化に基づいて体系の反応度を評価した。その評価は準定常状態における出力の方程式に基づいて行った。研究の目的は中性子計数率の複雑な経時変化から適時に反応度を評価する方法を開発することである。開発した手法を中性子計数率のシミュレーションデータに適用した。そのデータは一点炉動特性コードAGNESによる計算とポワソン分布を持つ乱数によって作成したものである。さらにTRACYを用いて取得された未臨界実験データにも適用した。その結果、反応度の評価値と基準値の差は-10$以上の条件でのシミュレーションデータに対しては5%程度以下の差であり、-1.4$と-3.1$での実験データに対しては、7%程度以下であった。条件変化の数十秒後に反応度を評価できる可能性がこれにより示された。

radioactivedecay; A Python package for radioactive decay calculations

Malins, A.; Lemoine, T.*

Journal of Open Source Software (Internet), 7(71), p.3318_1 - 3318_6, 2022/03

https://doi.org/10.21105/joss.03318

radioactivedecay is a Python package for radioactive decay modelling. It contains functions to fetch decay data, define inventories of nuclides and perform decay calculations. The default nuclear decay dataset supplied with radioactivedecay is based on ICRP Publication 107, which covers 1252 radioisotopes of 97 elements. The code calculates an analytical solution to a matrix form of the decay chain differential equations using double or higher precision numerical operations. There are visualization functions for drawing decay chain diagrams and plotting activity decay curves.

The Effect and effectiveness of decontaminating a pond in a residential area of Fukushima

Katengeza, E. W.*; 越智 康太郎; 眞田 幸尚; 飯本 武志*; 吉永 信治*

Health Physics, 121(1), p.48 - 57, 2021/07

https://doi.org/10.1097/HP.0000000000001413

特別復興・再生拠点は、福島の返還困難地帯に日本政府により集中的な除染の目標として指定され、空間線量率を大幅に低下させ、住民の帰還を可能にした。これらの基地の1つが住居内にある池を除染の対象とし、この研究は除染係数,空間線量率削減係数、および住民への追加の年間実効線量による除染の効果と有効性を評価することを目的とした。空間線量率は現場でKURAMMA-IIを使用して測定され、土壌コアサンプルは収集され、ガンマ分光分析によって実験室で放射能が測定された。より深く分布した放射性セシウム土壌プロファイルでは、より低い除染係数が観察されたが、砂利で覆われた領域は、空間線量率の最大の減少を示した。除染により、放射性セシウムの在庫と空間線量率はそれぞれ5193%および3791%効果的に低下した。さらに、一般市民への追加の年間実効線量は、除染が29%の嫌悪を表すため、1.70.79mSvから1.20.57mSvに変更された。これらの調査結果は、住宅地の池の除染が外部被ばくのさらなる低減にどのように役立つかを示している。

Radiocaesium accumulation capacity of epiphytic lichens and adjacent barks collected at the perimeter boundary site of the Fukushima Dai-ichi Nuclear Power Station

土肥 輝美; 大村 嘉人*; 吉村 和也; 佐々木 隆之*; 藤原 健壮; 金井塚 清一*; 中間 茂雄; 飯島 和毅

PLOS ONE (Internet), 16(5), p.e0251828_1 - e0251828_16, 2021/05

https://doi.org/10.1371/journal.pone.0251828

We investigated the radiocaesium content of nine epiphytic foliose lichens species and the adjacent barks at the boundary of the FDNPS six years after the accident in 2011. The Cs-inventory were determined to compare Cs retentions of lichens and barks under the same growth conditions. The Cs -inventory of lichens were respectively 7.9- and 3.8-times greater than the adjacent barks. Furthermore, we examined the Cs distribution within these samples using autoradiography (AR) and on the surfaces with an EPMA. AR results showed strong local spotting and heterogeneous distributions of radioactivity in both the lichen and bark samples, although the intensities were lower in the barks. In addition, radioactivity was distributed more towards the inwards of the lichen samples than the peripheries. This suggests that lichen can retain Cs that is chemically immobilized in particulates intracellularly, unlike bark.

ORIGEN2用断面積ライブラリセットとチェビシェフ有理関数近似法に基づく燃焼計算コードCRAMOの開発

横山 賢治; 神 智之*

JAEA-Data/Code 2021-001, 47 Pages, 2021/03

JAEA-Data-Code-2021-001.pdf:1.85MB

国産の評価済み核データライブラリJENDLに基づくORIGEN2用断面積ライブラリセットORLIBとチェビシェフ有理関数近似法に基づく燃焼計算ソルバーを組み合わせることで、新たな燃焼計算コードCRAMOを開発した。今回開発したCRAMOは、JENDL-4.0に基づくORIGEN2用断面積ライブラリセットORLIBJ40と汎用炉心解析システムMARBLEに実装された燃焼計算ソルバーを利用している。ORLIBJ40を使った燃焼計算や放射化計算のサンプル問題にCRAMOを適用し、ORIGEN2の計算結果とよく一致することを確認した。これにより、ORIGEN2を使わずにORLIBを利用することが可能になった。今後は、燃焼計算や放射化計算等で使いやすく処理したJENDLのデータをチェビシェフ有理関数近似法に基づく燃焼計算ソルバーと組み合わせて提供できると考えられる。なお、現状のCRAMOの計算機能はORIGEN2のサブセットとなっており、CRAMOで計算できるのは燃焼後の組成と放射能である。ただし、ORIGEN2が出力する計算結果は燃焼後の組成に基づいているので、今後、後処理機能を追加していくことで、ORIGEN2の機能を再現できるようになると考えられる。

3D position and radioactivity estimation of radiation source by a simple directional radiation detector combined with structure from motion

佐藤 優樹; 峯本 浩二郎*; 根本 誠*

Radiation Measurements, 142, p.106557_1 - 106557_6, 2021/03

https://doi.org/10.1016/j.radmeas.2021.106557

It is important to visualize radioactive substances' position and distribution and estimate their radioactivity levels to reduce the exposure dose of workers in radioactive areas (such as decommissioning worksites of nuclear power stations) and improve nuclear security functions. To visualize the radioactive substance's three-dimensional (3D) location, a directional radiation detector with a cylindrical shield on a simple single-pixel gamma-ray detector was applied to the structure from motion (SfM) technology using an ordinary digital camera. Verification was performed by a system that combines SfM with a CdTe sensor probe having narrow directivity. Am radiation source's position was visualized by drawing the radiation source's image acquired by the gamma-ray detector on the work area 3D model reconstructed through SfM. Furthermore, as SfM is a simultaneous localization and mapping technology, the system measures the gamma rays while measuring the gamma-ray detector's dynamic position and posture information. The measurements can be acquired while the gamma-ray detector is freely moving in the work area. These methods visualized the radiation source's position and quantitatively estimated the radiation source's radioactivity.

Development of side thruster system for ASV

加藤 哲*; 川村 大和*; 田原 淳一郎*; 馬場 尚一郎*; 眞田 幸尚

Proceedings of the 30th (2020) International Ocean and Polar Engineering Conference (ISOPE 2020) (USB Flash Drive), p.1255 - 1260, 2020/10

This paper describes the development of side thruster system can keep the heading direction for ASV (Autonomous Surface Vehicle). At present, JAMSTEC, JAEA, and TUMSAT are jointly working on the investigation of radioactivity in mud deposited in estuaries in Fukushima Prefecture, Japan. The main objective of this project is unmanned mud collect using the ASV. We developed and controlled the side thruster system for applying ASV to mud collecting operation. As the result of the bollard test, turn and parallel movement test, we confirmed that it can maintain the heading direction for the ASV.

A Linear Equation of characteristic time profile of power in subcritical quasi-steady state

山根 祐一

Journal of Nuclear Science and Technology, 57(8), p.926 - 931, 2020/08

https://doi.org/10.1080/00223131.2020.1736682

中性子計数率の複雑な履歴から適時に反応度を評価する手法の開発に資することを目的として、準定常状態における出力の方程式を一点炉動特性方程式に基づいて導出した。その方程式は出力を新しい変数(出力の時間微分の関数)に線形的に関係づけている。一点炉動特性コードAGNESを用いた計算により点()はこの新しい方程式により示される直線に完璧に乗っていることが示された。また、TRACYを用いた未臨界過渡実験のデータから計算した点()はこの方程式が示す傾きを持つ直線を形作ることを確認した。

Fracture-mechanics-based evaluation of failure limit on pre-cracked and hydrided Zircaloy-4 cladding tube under biaxial stress states

Li, F.; 三原 武; 宇田川 豊; 天谷 政樹

Journal of Nuclear Science and Technology, 57(6), p.633 - 645, 2020/06

https://doi.org/10.1080/00223131.2019.1709996

To better understand the failure limit of fuel cladding during the pellet-cladding mechanical interaction (PCMI) phase of a reactivity-initiated accident (RIA), pre-cracked and hydrided cladding samples with base metal final heat-treatment status of cold worked (CW) and recrystallized (RX) were tested under biaxial stress conditions (axial to hoop strain ratios of 0 and 0.5). Displacement-controlled biaxial-expansion-due-to-compression (biaxial-EDC) tests were performed to obtain the hoop strain at failure (failure strain) of the samples. The conversion of the failure strains to J-integral at failure by finite-element analysis involving data of stress-relieved (SR) cladding specimens from our previous study revealed that the failure limit in the dimension of J-integral at failure unifies the effects of pre-crack depth. About 30 to 50 percent reduction in the J-integral at failure was observed as the strain ratio increased from 0 to 0.5 irrespective of the annealing type, pre-crack depth, and hydrogen content. the rate of fractional decreases of J-integral at failure with increase of hydrogen content are in the order of CWSRRX, which are essentially independent of strain ratio for the CW and SR samples. The results were incorporated into the failure prediction model of the JAEA's fuel performance code in the form of a correction factor that considers the biaxial loading effect.

The Effect of base irradiation on failure behaviors of UO and chromia-alumina additive fuels under simulated reactivity-initiated accidents; A Comparative analysis with FEMAXI-8

宇田川 豊; 三原 武; 谷口 良徳; 垣内 一雄; 天谷 政樹

Annals of Nuclear Energy, 139, p.107268_1 - 107268_9, 2020/05

https://doi.org/10.1016/j.anucene.2019.107268

This paper reports a computer-code analysis on the base-irradiation behavior of the chromia-and-alumina-doped BWR rod irradiated to 64 GWd/t in Oskarshamn-3, Sweden, and subjected to the reactivity-initiated-accident (RIA) test OS-1, which resulted in a fuel failure due to pellet-cladding mechanical interaction (PCMI) at the lowest fuel-enthalpy increase in all the BWR tests ever performed. The inverse calculation which utilized post-irradiation examination data as its constraint conditions revealed that the OS-1 rod had very likely experienced more intense PCMI loading due to higher swelling rate during base irradiation than other BWR rods subjected to previous RIA tests and thus had been prone to experience enhanced radial-hydride formation. The significant difference in the cladding hoop-stress more than 50 MPa discriminates the OS-1 rod from other BWR rods and supports the interpretation that enhanced radial-hydrides formation differentiated the PCMI-failure behavior observed in the test OS-1 from the previous BWR-fuel tests.