Characterization of neutrons emitted by an expected small amount of fuel debris in a trial retrieval from Fukushima Daiichi Nuclear Power Station

松村 太伊知; 奥村 啓介; 坂本 雅洋; 寺島 顕一; Riyana E. S.; 近藤 千博*

Nuclear Engineering and Design, 432, p.113791_1 - 113791_9, 2025/02

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2024.113791

Retrieving objects with a small amount of fuel debris, such as a few grams, will begin soon at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (1F) at the start of decommissioning. Objects retrieved from the primary containment vessel are not necessarily fuel debris; fuel debris is an object from which neutrons are emitted because it contains nuclear-fuel material. However, the characteristics of the neutrons emitted by fuel debris are unknown. Fuel debris was categorized into five types according to the elapsed time from the accident, burnup, and fuel type (UO or mixed oxide). The number and energy spectra of (, ) and spontaneous fission neutrons emitted from 1 g of each fuel debris type were estimated using the SOURCES 4C code to obtain the neutron characteristics. The results showed that the average neutron energy is approximately 2.1 MeV, regardless of the type of fuel debris. However, the intensities of neutrons emitted from the fuel debris in 1F Units 2 and 3 varied by four orders of magnitude according to the fuel debris type.

In-situ detection of high-energy beta ray emitter Sr/Y inside the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station Unit 3 reactor building using a liquid light guide Cherenkov counter

寺阪 祐太; 佐藤 優樹; 古田 禄大*; 久保 信*; 一場 雄太*

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 1070(2), p.170021_1 - 170021_9, 2025/01

https://doi.org/10.1016/j.nima.2024.170021

We have developed a method to directly detect Sr/Y under a high gamma ray background using a liquid light guide Cherenkov counter. Cherenkov radiation has the characteristic that the angle of radiation varies depending on the energy of the charged particles. Using this feature, we have developed a surface contamination detector capable of discriminating between 662 keV gamma rays from Cs and beta rays from Sr/Y through time-of-flight analysis of the Cherenkov radiation generated inside the liquid light guide. With this detector, we conducted a measurement test of Sr/Y inside the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station Unit 3 reactor building and achieved the first in-situ detection of Sr/Y under a high gamma-ray background.

第9回「次世代イニシアティブ廃炉技術カンファレンス(NDEC-9)」報告集

宇佐美 博士; 伊藤 倫太郎; 田川 明広

JAEA-Review 2024-045, 49 Pages, 2024/12

JAEA-Review-2024-045.pdf:13.38MB

東京電力ホールディングス(株)福島第一原子力発電所の廃止措置は、長期にわたるプロジェクトであり、このようなプロジェクトを遂行していくには、今後の廃止措置を担う若い技術者や研究者の育成が必要かつ喫緊の課題となっている。この課題に対し、福島廃炉安全工学研究所廃炉環境国際共同研究センターでは、廃炉研究に取り組んでいる学生のための「次世代イニシアティブ廃炉技術カンファレンス(Conference for R&D Initiative on Nuclear Decommissioning Technology by the Next Generation: NDEC)」を2016年から継続的に開催してきている。NDECは、人材育成と若手研究者ネットワーク形成を目的とした学生の研究成果発表の場であり、廃止措置に関係する若者が互いに成果を発表し、切磋琢磨することで研究活動に対するモチベーションを高めることを目的として実施している。第9回目となるNDEC-9を、2024年3月21日(木)-22日(金)の2日間にわたり、福島県双葉郡富岡町の文化交流センター「学びの森」で開催した。本報告集は、これらの発表内容をまとめ、NDECの活動を広く周知するために公開するものである。

Study on the specifications of the basic core configurations of the modified STACY

郡司 智; 荒木 祥平; 井澤 一彦; 須山 賢也

Annals of Nuclear Energy, 209, p.110783_1 - 110783_7, 2024/12

https://doi.org/10.1016/j.anucene.2024.110783

燃料デブリの組成や性状は不確実であるため、臨界安全性評価に使用される計算コードや核データを検証するには臨界実験が必要である。このため、原子力機構は、臨界集合体STACYの改造を行っている。STACY更新炉の初臨界は2024年春に予定されている。本稿では、STACY更新炉の初臨界時の基本炉心構成仕様の特性について事前解析の結果を報告する。初臨界時には中性子減速条件の異なる2種類の格子板(格子間隔は1.50cmと1.27cm)を用意される。一方で、利用可能なUO燃料棒の数には制限がある。これらの実験的制約を満たす最初の臨界のための炉心構成は、計算解析によって設計された。最適減速条件に近い1.50cmピッチの格子板を備えた円柱形の炉心構成では、臨界に達するには253本の燃料棒が必要となる。1.27cmピッチの格子板については、ピッチを2倍にして2.54cmピッチの炉心構成を検討した。この場合、臨界に達するには213本の燃料棒が必要となる。さらに、燃料デブリの様態をシミュレートするために、鉄またはコンクリート模擬棒を使用した実験炉心構成についても検討した。本稿では、これらの炉心構成と炉心特性の解析結果を示す。

Assessment of individual external exposure doses based on environmental radiation in areas affected by the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station accident

佐藤 里奈; 吉村 和也; 眞田 幸尚; 三上 智; 山田 勉*; 中曽根 孝政*; 金井塚 清一*; 佐藤 哲朗*; 森 翼*; 高木 毬衣*

Environmental Science & Technology, 194, p.109148_1 - 109148_8, 2024/12

https://doi.org/10.1016/j.envint.2024.109148

周辺線量当量による個人の外部被ばく線量評価は、個人線量計が適用できない、予測的及び遡及的な評価に用いられる。しかし、様々なパラメータを用いるため個人線量測定による評価よりも誤差を含む傾向がある。そこで本研究では、周辺線量当量から個人の外部被ばく線量を精度良く評価するため、生活パターンと、建物や乗り物による遮蔽効果を考慮して実効線量を評価するモデルを作成した。モデルパラメータは、2020から2021年に福島第一原子力発電所の被災地域で測定した屋内外の環境放射線のロバストなデータセットを基に評価した。モデルの精度は、2020年に福島県内で測定した106人日の個人線量と比較し評価した。モデルによる推定実効線量は、実測個人線量をよく表し、モデルが個人線量計と同様に個人の被ばく線量推計に活用できることが示された。さらに、このモデルは、環境放射線データを用いることで、個人の被ばく線量を予測的及び遡及的に精度良く評価でき、放射線防護に有用なツールである。

Image selection method from image sequence to improve computational efficiency of 3D reconstruction; Application of fixed threshold to remove redundant images

羽成 敏秀; 中村 啓太*; 今渕 貴志; 川端 邦明

Journal of Robotics and Mechatronics, 36(6), p.1537 - 1549, 2024/12

https://doi.org/10.20965/jrm.2024.p1537

本稿では、時系列画像から3次元モデルを効率的に生成するための画像選択法を導入した立体復元処理について述べる。効率的な立体復元に適した画像を得るために、時系列画像中の冗長画像を除去する画像選択法の適用を試みた。提案手法では、オプティカルフローと固定しきい値に基づいて、時系列画像から適切な画像を選択する。その結果、提案手法により、カメラで取得した時系列画像に基づく立体復元処理の計算量を削減することができた。その結果、立体復元精度を一定に保ったまま、立体復元処理の計算量を削減できることを確認した。

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。

4.1.2 BWR lower head penetration failure test focusing on eutectic melting

山下 拓哉

Fukushima Daiichi Nuclear Power Station Accident Information Collection and Evaluation (FACE) Project Annual Report 2023, p.55 - 62, 2024/11

The FACE project, initiated in July 2022 with a planned duration of four years, involves 25 organizations from 13 countries and the European Commission. It serves as a constructive extension of previous projects, including BSAF, BSAF2, PreADES, and ARC-F. The primary objectives of the FACE project are to refine the interpretation of accident scenarios, evaluate current modeling capabilities for severe accident progression, explore directions for further improvement, analyze U-bearing particles, and establish suitable hot laboratory analysis techniques and procedures for future fuel debris analysis. Additionally, the project maintains communication channels between Japanese organizations and international partners to facilitate the sharing of data, information, and expertise. This chapter reports on the results of the ELSA-3 tests, which focus on damage caused by eutectic melting in the liquid metal pool and the control rod drive (CRD). These tests aim to enhance understanding of the failure mechanisms of the lower head (LH) during the severe accident progression observed in the FACE project. The findings indicate that eutectic melting can lead to boundary failure of the LH, depending on the conditions of the molten pool formed in the lower plenum. The failure behaviors observed in these tests provide valuable insights into the progression of the 1F2 and 1F1 accidents.

Droplet evaporation characteristics on high-temperature porous surfaces for cooling fuel debris

結城 光平*; 堀口 直樹; 吉田 啓之; 結城 和久*

Proceedings of 31st International Conference on Nuclear Engineering (ICONE31) (Internet), 4 Pages, 2024/11

https://doi.org/10.1115/ICONE31-135281

福島第一原子力発電所の燃料デブリは浸漬状態で冷却されている。しかし、予期せぬ水位低下が発生した場合、冷却水が多孔質構造を持つ高温の燃料デブリに接触する。このような場合、燃料デブリを早急に冷やす必要があるが、固液接触時の毛細管現象といった熱挙動は不明である。本論文では、基礎研究として、1mm以下の小孔を有する金属多孔体に接触した後の液滴蒸発特性を評価した。実験では、液滴のライフタイム曲線を得るために、孔径1, 40, 100umのブロンズまたはステンレス多孔体を用いた。実験結果から、発生した蒸気が小孔から排出されることで、多孔質体表面ではライデンフロスト現象が抑制されることがわかった。さらに、ブロンズ多孔質体では多孔質体の温度上昇と共に毛細管現象が観察され、これは微細な構造を持つ酸化膜が生成されたためであった。一方、ステンレス多孔体では低い濡れ性のため、毛細管現象は起こらず、液滴が小孔に吸い込まれて広がることはなかった。このことから、燃料デブリがステンレス多孔体と同じ特性を持つ場合には、毛細管現象による急冷を期待できないことが示された。

中赤外レーザー分光によるトリチウム水連続モニタリング手法の開発(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; 自然科学研究機構*

JAEA-Review 2024-025, 33 Pages, 2024/10

JAEA-Review-2024-025.pdf:1.54MB

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3年度に採択された研究課題のうち、「中赤外レーザー分光によるトリチウム水連続モニタリング手法の開発」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、中赤外レーザーを用いたキャビティリングダウン計測システムによる「濃度60Bq/ccレベル」トリチウム水短時間計測の原理実証を成果目的とする。令和3年度は、上記目標を達成するため(1)キャビティリングダウン装置に関する研究及び(2)環境条件下における水素同位体組成評価と標準試料作製(再委託先:弘前大学)を行った。核融合科学研究所の計測実験棟2F実験室に光学ベンチを用意し、ガスセル中に充填した重水の中赤外光源を用いた吸収分光計測に成功した。次にキャビティリングダウン計測必須なレーザー光源を開発した。キャビティリングダウン計測において、光源性能は計測精度に支配的であるため、波長4.0m帯の量子カスケードレーザーを光増幅器等で出力を向上させた。波長4.0m帯の量子カスケードレーザーを独自開発の光増幅器によって、レーザー出力を200mWから870mWへ向上させた。(2)においては、複数の試薬会社より市販されている重水標準溶液を利用して水素同位体標準溶液作製を進めるとともに、安定水素同位体比及びトリチウム濃度を決定した。加えて、市販の重水試薬を用いて、約100Bq/Lの標準試料を作製した。次に、これまでに開発を進めてきたトリチウム測定用高時間分解能大気水蒸気捕集装置を用いて、実験室内だけでなく屋外の大気水蒸気捕集を行い、水素同位体比存在量(H/D)を求めた。