障害物等による劣悪環境下でも通信可能なパッシブ無線通信方式の開発(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; 横浜国立大学*

JAEA-Review 2024-024, 88 Pages, 2024/11

JAEA-Review-2024-024.pdf:4.5MB

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4年度に採択された研究課題のうち、「障害物等による劣悪環境下でも通信可能なパッシブ無線通信方式の開発」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。本研究は、上記無線通信システム実現のための基地局とセンサノード、センサ位置特定アルゴリズム、電磁波遮蔽領域に対する無線エリア形成手法を開発した。基地局アンテナとしては、ダウンリンクに2.45GHz、アップリンクに2倍高調波である4.9GHzを用いる基地局アンテナを開発した。またこれに対応するセンサノードを開発した。また開発した回路およびアンテナが放射線の影響を受けずに動作することを確認した。センサ位置特定アルゴリズムに関する研究としては、原子炉建屋内など対象エリア内のロボットや作業者の位置を可視化および座標化するための多重波電波トモグラフィー法を計算機シミュレーションにより開発し、単純な実験室環境での測定による動作確認を行った。また高分解能測定系構築と信号処理手法として、伝搬特性の類似した到来波同士をクラスタ化する手法を開発し、求められたクラスタから電波伝搬メカニズムを同定し、多重波経路を求める手法を構築した。電磁波遮蔽領域に対する無線エリア形成手法に関する研究として、原子炉格納容器内のような電波遮蔽領域に対してペネトレーションを無線リンク確立手段とした導波路およびアンテナ素子を開発した。

Investigation of random beam trips in a linear accelerator at the Japan Proton Accelerator Research Complex for the development of an accelerator-driven nuclear transmutation system

武井 早憲

Journal of Nuclear Science and Technology, 61(8), p.1075 - 1088, 2024/08

https://doi.org/10.1080/00223131.2023.2296039

陽子線形加速器では、機器の故障、高周波による放電などにより、陽子ビームが不意に供給できないことが知られている。このビームトリップ事象はランダムに発生しているのだろうか?従来、ビームトリップ事象はランダムに発生していると暗黙的に仮定していた。今回、加速器駆動核変換システムにおける超伝導線型加速器で生じるビームトリップ頻度を推測するため、J-PARCリニアックにおけるビームトリップ事象がランダムに発生しているかどうかを検討した。すなわち、まずJ-PARCリニアックを5つのサブシステムに分類した。そして、信頼性工学の一つの方法であるカプラン・マイヤー推定法を用いて、各サブシステムにおける運転時間の信頼度関数を求めた。この信頼度関数より、ビームトリップ事象のランダムさを調べた。5つのサブシステムにおける5年間の運転データを解析したところ、いくつかのサブシステムではビームトリップ事象がランダムに発生していることを示していた。しかし、陽子リニアックの主要なサブシステムであるイオン源と加速空洞を含む、多くのサブシステムでビームトリップ事象がランダムに発生していなかった。

Radiation imaging of a highly contaminated filter train inside Fukushima Daiichi Nuclear Power Station Unit 2 using an integrated Radiation Imaging System based on a Compton camera

佐藤 優樹; 寺阪 祐太

Journal of Nuclear Science and Technology, 60(8), p.1013 - 1026, 2023/08

https://doi.org/10.1080/00223131.2022.2159894

The Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (FDNPS) suffered a meltdown in the aftermath of the large tsunami caused by the Great East Japan Earthquake that occurred on 11 March 2011. A massive amount of radioactive substance was spread over a wide area both inside and outside the FDNPS site. In this study, we present an approach for visualizing a radioactive hotspot on a standby gas-treatment system filter train, a highly contaminated piece of equipment in the air-conditioning room of the Unit 2 reactor building of FDNPS, using radiation imaging based on a Compton camera. In addition to fixed-point measurements using only the Compton camera, data acquisition while moving using an integrated Radiation Imaging System (iRIS), which combines a Compton camera with a simultaneous localization and mapping device and a survey meter, enabled the three-dimensional visualization of the hotspot location on the filter train. In addition, we visualized the hotspot and quantitatively evaluated its radioactivity. Notably, the visualized hotspot location and estimated radioactivity value are consistent with the accident investigation report of the FDNPS. Finally, the extent to which the radioactivity increased the ambient dose equivalent rate in the surrounding environment was explored.

Accurate estimation of spectral density of LCS gamma-ray source

Omer, M.; 静間 俊行*; 羽島 良一*; 小泉 光生

第43回日本核物質管理学会年次大会会議論文集(インターネット), 3 Pages, 2022/11

Gamma-rays originated from laser Compton scattering (LCS) are convenient photon sources for nondestructive interrogation of nuclear materials. LCS can be used with nuclear resonance fluorescence (NRF) and X-ray fluorescence (XRF), the two of which are considered photon-based active interrogation techniques. However, an accurate estimation of the incident LCS -ray flux is crucial. The -ray flux is customarily measured using high purity germanium (HPGe) detectors, usually calibrated using standard point-like radioactive -ray sources. These standard sources are entirely different from LCS beams in terms of detection geometry. Therefore, the calibration process must be corrected to meet the LCS beam conditions. Here, we demonstrate how to implement the required corrections and provide experimental validation of these corrections.

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.

Re-evaluation of radiation-energy transfer to an extraction solvent in a minor-actinide-separation process based on consideration of radiation permeability

樋川 智洋; 津幡 靖宏; 甲斐 健師; 古田 琢哉; 熊谷 友多; 松村 達郎

Solvent Extraction and Ion Exchange, 39(1), p.74 - 89, 2021/00

https://doi.org/10.1080/07366299.2020.1826639

マイナーアクチノイド分離プロセスの放射線に対する成立性を評価するうえで、抽出溶媒の吸収線量の予測は不可欠である。本論文では、溶媒抽出時に現れるエマルションなどの構造を考慮した吸収線量評価手法を提案する。モンテカルロ法に基づいた放射線輸送コードであるPHITSを活用し、高レベル放射性廃液からのマイナーアクチノイド一括回収するプロセスを対象として、抽出溶媒への放射線エネルギー付与シミュレーションを行った。シミュレーションの結果、アルファ線によるエネルギー付与量はエマルション構造に、ベータ線及びガンマ線については抽出に用いる装置サイズに依存することを示した。さらにこれまでの線量評価では評価されてこなかった透過力の高いガンマ線によるエネルギー付与がマイナーアクチノイドの大量処理を考えるうえで重要になることを示唆した。

Estimation of planes of a rock mass in a gallery wall from point cloud data based on MD PSO

松浦 勇斗*; 早野 明; 板倉 賢一*; 鈴木 幸司*

Applied Soft Computing, 84, p.105737_1 - 105737_9, 2019/11

https://doi.org/10.1016/j.asoc.2019.105737

三次元レーザスキャナの計測では、計測対象物表面に対して高解像度の距離計測が行われ、その計測結果として、計測対象物表面の三次元形状を表す点群データが取得される。取得される点群データは、トンネル壁面の岩盤に分布する割れ目といった不連続面の抽出に活用することができ、その際、点群データから小平面を推定する必要がある。本研究では、点群データから小平面を推定するアルゴリズムとして多次元粒子群最適化(MD PSO)に基づく手法を開発した。MD PSOでは、点群データをバウンディングボックスにより区分し、それぞれの点の法線ベクトルを求め、それに基づき点群データを複数のクラスターに分類する。そして、それぞれのクラスターの点群データに対する最小二乗法により面が推定される。新しく開発されたMD PSOに基づくアルゴリズムを実際の坑道壁面の点群データを用いて適用性を評価した。MD PSOアルゴリズムを適用した場合、従来手法の可変格子分割法(VBS)に基づくアルゴリズムと比較して、7%高い正確性を示した。

Estimation of environmental releases of radioactive materials

茅野 政道*; 永井 晴康

Environmental Contamination from the Fukushima Nuclear Disaster; Dispersion, Monitoring, Mitigation and Lessons Learned, p.50 - 61, 2019/00

https://doi.org/10.1017/9781108574273

福島第一原子力発電所事故により大気中に放出された放射性物質の放出量の時間推移及び大気拡散状況は、事故による環境影響と公衆の被ばく線量を評価するために重要である。原子力機構は、環境モニタリングと大気拡散モデルの解析結果を比較することにより、事故により放出された放射性物質の放出量を推定した。国連科学委員会(UNSCEAR)は、いくつかの放出源推定結果を比較し整理するとともに、原子力機構の推定結果を陸域環境における放射性物質の濃度レベルと公衆の被ばく線量の評価に利用した。その後、原子力機構は、新たに公開されたモニタリングデータを用いて、沈着プロセスを改良したWSPEEDIの解析により放出源の詳細な推定を行った。

Dimension-reduced cross-section adjustment method based on minimum variance unbiased estimation

横山 賢治; 山本 章夫*; 北田 孝典*

Journal of Nuclear Science and Technology, 55(3), p.319 - 334, 2018/03

https://doi.org/10.1080/00223131.2017.1397563

次元削減に関する技術を応用して炉定数調整法の新しい理論式を導出した。この新しい理論式を次元削減炉定数調整法(DRCA)として提案する。DRCAの導出は最小分散不偏推定(MVUE)に基づいており、正規分布の仮定を必要としない。DRCAの結果は、ユーザが定義する行列で指定する次元削減後の特徴空間に依存する。このため、DRCA1, DRCA2, DRCA3という3種類の次元削減炉定数調整法を提案する。数式による検討及び数値計算による検証を行ったところ、DRCA2は、現在広く使われている炉定数調整法と等価になることが分かった。更に、DRCA3は、以前の研究で提案した最小分散不偏推定に基づく炉定数調整法と等価になることが分かった。

原子力施設等の緊急時における被ばく評価事例集

川崎 将亜; 中嶌 純也; 吉田 圭佑; 加藤 小織; 西野 翔; 野崎 天生; 中川 雅博; 角田 潤一; 菅谷 雄基; 長谷川 里絵; et al.

JAEA-Data/Code 2017-004, 57 Pages, 2017/03

JAEA-Data-Code-2017-004.pdf:2.34MB

原子力施設の事故発生時においては、事故による影響及びその範囲を迅速に把握するために、放出された放射性物質による一般公衆への影響や事故による作業者の個人被ばく線量を早期に評価し報告することが求められる。そのため、原子力科学研究所放射線管理部においては、事故発生時の迅速な対応に資するために、一般公衆及び作業者の被ばく線量評価について、評価方法及び必要となる各種パラメータ等を想定される事故事例ごとにまとめ、事例集を整備した。本事例集では、原子力科学研究所で想定される各種事故に加え、過去の原子力事故で放出された放射性物質による被ばく評価について扱っており、これらは緊急時における被ばく評価についての知見・技術の継承にも用いることができる。