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Riyana, E. S.; 奥村 啓介; 寺島 顕一; 松村 太伊知; 坂本 雅洋
Mechanical Engineering Journal (Internet), 7(3), p.19-00543_1 - 19-00543_8, 2020/06
Prediction of the fuel debris location and distribution inside the primary containment vessel (PCV) of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant is important to decide further decommissioning step and strategy. The radiation measurements in the past internal investigations have not yet provided enough information to predict fuel debris location and its distribution inside PCV. To support further measurement efforts, we simulate the detector response inside the PCV. The calculation result could provide a base on deciding suitable detector systems to assist the efforts on searching, localizing and defining distributions of the fuel debris.
前田 亮; 古高 和禎; 呉田 昌俊; 大図 章; 米田 政夫; 藤 暢輔
Journal of Nuclear Science and Technology, 56(7), p.617 - 628, 2019/07
被引用回数：2 パーセンタイル：25.74(Nuclear Science & Technology)In order to measure the amount of nuclear materials in the fuel debris produced in the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant accident, we have designed a measurement system based on a Fast Neutron Direct Interrogation (FNDI) method. In particular, we have developed a fast response detector bank for fast neutron measurements by Monte Carlo simulations. The new bank has more than an order of magnitude faster response compared to the standard ones. We have also simulated the nondestructive measurements of the nuclear materials in homogeneously mixed fuel debris with various matrices which contain Stainless Steel (JIS SUS304), concrete, and various control-rod (CR) contents in the designed system. The results show that at least some types of the fissile materials in the debris can be measured by using the designed system.
Riyana, E. S.; 奥村 啓介; 寺島 顕一
Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 4 Pages, 2019/05
Determination of fuel debris location and distribution inside primary containment vessel (PCV) of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station is important to decide further decommissioning step and strategy. Past measurements not yet provide enough information to determine fuel debris location and its distribution inside PCV. To support further measurements effort, we simulate detector response inside PCV based on calculated photon and neutron emission spectrum produced from fuel debris. The Calculation result could be use as basis for determination of suitable spectrometer system or detector for search, localized, define fuel debris distributions and treatment of fuel debris.
Liガラスシンチレータを組み合わせた広帯域エネルギー対応中性子検出器Kim, E.; 遠藤 章; 山口 恭弘; 吉澤 道夫; 中村 尚司*; Rasolonjatovo, D. R. D.*
日本原子力学会和文論文誌, 1(3), p.317 - 319, 2002/09
大強度陽子加速器施設の主な被ばく源による中性子の線量評価は、放射線安全管理上重要である。現在、中性子モニタリングではレムカウンタがよく用いられているが、レムカウンタは10MeV以上の中性子に対しては、感度が著しく低下する。そのため、より広いエネルギー領域において十分な感度を持つ中性子モニタの開発は不可欠である。本研究では、Liガラスシンチレータと有機液体シンチレータを組みあわせ、低エネルギーから100MeVまで線量測定可能な中性子検出器を考案し、設計した。そして、製作した検出器の応答特性を評価したので、これについて報告する。
Kim, E.; 遠藤 章; 山口 恭弘
Journal of Nuclear Science and Technology, 39(Suppl.2), p.693 - 696, 2002/08
大強度・高エネルギー陽子加速器施設では、熱エネルギー~数100MeVの連続スペクトルを持つ中性子に対する線量評価が重要である。本研究では、シンチレータ型広帯域用中性子モニタを開発するために、シンチレータの応答関数計算コードであるSCINFULコードに、検出器形状機能を追加して、任意の形状を持つシンチレータの応答関数計算用SCINFUL-CGコードを開発した。今回はSCINFUL-CGの改良内容及びSCINFUL-CGを用いた検出器の設計計算により製作した新型中性子検出器について発表する。
村田 勲; 山下 清信; 新藤 隆一; 塩沢 周策; 竹村 守雄*
JAERI-Tech 95-036, 101 Pages, 1995/07
HTTRでは、中性子計装として固定反射体内に広領域系を圧力容器の外側に出力領域系をそれぞれ設置する。このうち、広領域中性子検出器は、30%出力までの計測をカバーすることとなっているが、定格運転時においても検出器を炉外に取り出さないため、100%出力運転時でも検出器がその健全性を保てることを示す必要がある。また、この検出器は、原子炉の未臨界の確認のためにも使用されるため、低温未臨界時に所定レベル以上の計数率を確保できることを確認する必要がある。本検討では、この確認計算をモンテカルロコードと2次元輸送計算コードによる重ね合わせ法を用いた相対解析により、さらに3次元モンテカルロコードによる絶対値計算により実施した。その結果、天然ほう素濃度約1.7~1.9wt%の吸収体を中性子検出器外側に巻き付けることで、低温未臨界時には未臨界の確認のために必要な3CPS以上の計数が得られかつ定格運転時でも中性子検出器の健全性を保つことができることがわかった。
板垣 正文; 三好 慶典; 覚張 和彦*; 岡田 昇*; 落合 政昭; 原子力船むつパワーアップ実験計画チーム
Proc. of the Int. Conf. on Nuclear Power Plant Operations; Ready for 2000, p.435 - 441, 1992/00
1990年、原子力船「むつ」の出力上昇試験がなされた。その間、多くの炉物理特性が測定されかつ解析された。この論文では炉物理試験で観測された特性のうちいくつかを紹介する。即ち、温態臨界における種々の制御棒位置の組合せ、過剰反応度測定試験中に見られた強い制御棒相互干渉、制御棒移動に伴う炉外中性子検出器応答特性の変化について記述する。これらの複雑な現象を解明するため、新しい解析技法を取り入れた3次元計算が種々なされた。計算結果は実測値を良く再現した。これら3次元解析の結果より、舶用炉の炉物理特性を精度良く予測するためには3次元解析が不可欠であることが結論された。
斎藤 公明; 森内 茂
JAERI 1306, 121 Pages, 1987/08
ガンマ線測定用に広く利用されているNaI(Tl)シンチレーション検出器の応答関数をモンテカルロ法を用いて計算し、計算結果を応答関数カタログとしてまとめた。JIS規格並びにこれに準ずる円筒形検出器5種類、球形検出器3種類について0.04から10.0MeVの範囲の単色エネルギーガンマ線に対する応答関数を計算した。そして、本報告書に表した応答関数を、実際の検出器に適用する再の注意並びに手順を示した。さらに、全検出効率と全吸収ピーク効率、また、Kエックス線と消滅ガンマ線のエスケープ確率等のデータをまとめ考察を加えた。ここに表したデータは、NaI(Tl)シンチレーション検出器を用いてガンマ線測定を行おうとする者たちに、有用な情報となることが予想される。
斎藤 公明; 森内 茂
JAERI-M 9741, 55 Pages, 1981/10
NaI(Tl)シンチレーション検出器ガンマ線応答関数が10MeVまでのエネルギー範囲を対象として、モンテカルロ法を用いて高精度で計算された。本計算では、NaI(Tl)結晶の発光効率の影響、NaI(Tl)結晶のまわりの容器の影響把ついて検討が加えられた。これらの影響を考慮した結果、計算結果が本研究室で行なわれた実験データと非常に良い一致を示すことが明らかになった。本報告書では、実験結果との比較、解析を行なうとともに、考慮された物理過程、それを記述するために用いた公式、仮定等について具体的に述べた。さらに、NaI(Tl)結晶の大きさと入射ガンマ線エネルギーの2つのパラメータを種々に変化させて計算を行ない、スペクトルが形成されるまでのNaI(Tl)結晶内での過程がある程度明らかにされた。
斎藤 公明; 森内 茂
Nuclear Instruments and Methods, 185(1), p.299 - 308, 1981/00
円筒形NaI(Tl)検出器の高精度ガンマ線応答関数が、モンテカルロ法を用いて計算された。検出器の構造材及びNaI(Tl)クリスタルの発光効率の影響について検討が行なわれた。これらの影響の考慮によって、ガンマ線スペクトル・全効率・ピーク効率の計算結果が、当研究室で行なわれた実験と非常によい一致を示した。また、線源位置を変えた場合のスペクトルの変化について、実験結果と比較しながら検討を行なった。上に述べた二つの効果を考慮しない計算結果は、やはりこれらの効果を組み込まずに行なわれたBergerとSeltzerの理論計算と良く一致した。
