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論文

Gamma-ray spectroscopy with a CeBr$$_3$$ scintillator under intense $$gamma$$-ray fields for nuclear decommissioning

冠城 雅晃; 島添 健次*; 加藤 昌弘*; 黒澤 忠弘*; 鎌田 圭*; Kim, K. J.*; 吉野 将生*; 庄司 育宏*; 吉川 彰*; 高橋 浩之*; et al.

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 988, p.164900_1 - 164900_8, 2021/02

近年、2011年の東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所事故より、世界各地で、廃止措置になる原子力施設が増加している。一方、原子力施設の廃止措置工程においては、放射性廃棄物や使用済み核燃料を適切な管理下で回収しなければならないため。そこで、本研究は、高線量率下でのガンマ線スペクトロメトリを実現するため、5mm$$times$$5mm$$times$$5mmの微小CeBr$$_{3}$$スペクトロメーターを構築した。さらに、(1)毎秒ギガサンプリング率のデジタル信号処理、(2)後段3段ダイノード電圧印加機能付光電子増倍管により、1Sv/hを超える線量率でのガンマ線スペクトル測定に成功した。$$^{137}$$Cs放射線場で、662keVのエネルギー分解能(半値幅)が、22mSv/hで4.4%であり、それが1407mSv/hでは5.2%である。対して、$$^{60}$$Co放射線場では、1333keVのエネルギー分解能(半値幅)が、26mSv/hで3.1%であり、それが2221mSv/hでは4.2%である。これらは、$$^{134}$$Cs, $$^{137}$$Cs, $$^{60}$$Co, $$^{154}$$Euのガンマ線を分解できる要求を満たており、同時に1Sv/h以上で上記核種のガンマ線分析が可能なことを示唆するものである。

報告書

レーザー加工により発生する微粒子の解析と核種同定手法の開発(委託研究); 令和元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 2020-031, 69 Pages, 2021/01

JAEA-Review-2020-031.pdf:4.22MB

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、令和元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、平成30年度に採択された「レーザー加工により発生する微粒子の解析と核種同定手法の開発」の令和元年度の研究成果について取りまとめたものである。レーザー加工は様々な長所を有するが、利用に際して多量の微粒子が発生することが知られており、放射性物質で汚染されている廃炉廃棄物に対する適用が躊躇されているが、その発生メカニズムは不明な点が多い。そこで、本研究は、その微粒子発生を基礎に立ち戻って検討するとともに、エアロダイナミックレンズを用いて微粒子を捕集することで粒径分布を測定し、さらに微粒子を構成する核種をレーザーによりオンラインで計測するための原理装置を開発する。

論文

Chemical forms of uranium evaluated by thermodynamic calculation associated with distribution of core materials in the damaged reactor pressure vessel

池内 宏知; 矢野 公彦; 鷲谷 忠博

Journal of Nuclear Science and Technology, 57(6), p.704 - 718, 2020/06

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

福島第一原子力発電所から取り出された燃料デブリへの効果的な処置方策を提案する上では、燃料デブリ中でUがとりうる化学形についての詳細な調査が不可欠である。特に、アクセス性に乏しい圧力容器内に残留する燃料デブリに関する情報が重要である。本研究では、圧力容器内燃料デブリ中、特にマイナー相におけるUの化学形を評価することを目的とし、1F-2号機の事故進展での材料のリロケーション及び環境変化を考慮した熱力学計算を実施した。組成,温度,酸素量といった計算条件は、既存の事故進展解析の結果から設定した。計算の結果、Uの化学形はFeとOの量によって変化し、Feの少ない領域で$$alpha$$-(Zr,U)(O)、Feの多い領域でFe$$_{2}$$(Zr,U) (Laves相)の生成が顕著であった。還元性条件で生成するこれらの金属相中には数パーセントのUが移行しており、燃料デブリの処置において核物質の化学分離を考慮する場合はこれらの相の生成に留意すべきと考えられる。

論文

Development of experimental technology for simulated fuel-assembly heating to address core-material-relocation behavior during severe accident

阿部 雄太; 山下 拓哉; 佐藤 一憲; 中桐 俊男; 石見 明洋

Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 6(2), p.021113_1 - 021113_9, 2020/04

The authors are developing an experimental technology for simulating severe accident (SA) conditions using simulate fuel material (ZrO$$_{2}$$) that would contribute, not only to Fukushima Daiichi (1F) decommissioning, but also to enhance the safety of worldwide existing and future nuclear power plants through clarification of accident progression behavior. Nontransfer (NTR) type plasma, which has been in practical use with a large torch capacity as high as 2 MW, has the potential to heat subject materials to very high temperatures without selecting the target to be heated. When simulating 1F with SA code, the target of this core-material-melting and relocation (CMMR) experiment was to confirm that NTR plasma has a sufficient heating performance realizing large temperature gradients ($$>$$ 2000 K/m) expected under 1F conditions. The authors selected NTR-type plasma-heating technology that has the advantage of continuous heating in addition to its high-temperature level. The CMMR-2 experiments were carried out in 2017 applying the improved technology (higher heating power and controlled oxygen concentration). The CMMR-2 experiment adopted a 30-min heating period, wherein the power was increased to a level where a large temperature gradient was expected at the lower part of the core under actual 1F accident conditions. Most of the control blade and channel box migrated from the original position. After heating, the simulated fuel assembly was measured by X-ray computed tomography (CT) technology and by electron probe micro-analyzer (EPMA). CT pictures and elemental mapping demonstrated its excellent performance with rather good precision. Based on these results, an excellent perspective, in terms of applicability of the NTR-type plasma-heating technology to the SA experimental study, was obtained.

報告書

放射線耐性の高い薄型SiC中性子検出器の開発(委託研究); 平成30年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉国際共同研究センター; 京都大学*

JAEA-Review 2019-042, 43 Pages, 2020/03

JAEA-Review-2019-042.pdf:25.64MB

日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉国際共同研究センター(CLADS)では、平成30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、平成30年度「放射線耐性の高い薄型SiC中性子検出器の開発」について取りまとめたものである。燃料デブリの取り出し作業時には非常に高線量の$$gamma$$線場において長時間にわたり確実に機能する未臨界監視モニタの設置が求められているが、既存の検出器では重い鉛遮蔽体を併用する必要があり、遠隔操作が難しい等の問題がある。本研究は、$$gamma$$線に対して感度が低く薄型軽量で放射線耐性の高い炭化ケイ素(SiC)をもとにした中性子検出器とデータ収集系まで含めたシステムを英国と分担して開発し、照射試験を含めた燃料デブリ取り出しを想定した性能試験を実施し、廃炉作業ですぐに使用できる状態にまですることを目指す研究・開発を行った。

報告書

レーザー加工により発生する微粒子の解析と核種同定手法の開発(委託研究); 平成30年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉国際共同研究センター; 東京大学*

JAEA-Review 2019-034, 59 Pages, 2020/03

JAEA-Review-2019-034.pdf:3.15MB

日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉国際共同研究センター(CLADS)では、平成30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、平成30年度「レーザー加工により発生する微粒子の解析と核種同定手法の開発」について取りまとめたものである。レーザー加工は様々な長所を有するが、利用に際して多量の微粒子が発生することが知られており、放射性物質で汚染されている廃炉廃棄物に対する適用が躊躇されているが、その発生メカニズムは不明な点が多い。そこで、本研究は、その微粒子発生を基礎に立ち戻って検討するとともに、エアロダイナミックレンズを用いて微粒子を捕集することで粒径分布を測定し、さらに微粒子を構成する核種をレーザーによりオンラインで計測するための原理装置を開発する。

論文

タスクベースの要素技術開発・システム化

川端 邦明; 大隅 久*; 大西 献*

日本機械学会誌, 122(1211), p.16 - 17, 2019/10

本稿では、2019年5月にJヴィレッジホテルにおいて開催されたInternational Topical Workshop on Fukushima Decommissioning Research (FDR2019)のうち、われわれが担当したTrack3; Robot technology, remote control systemにおいて企画されたキーノートスピーチやテクニカルセッション関する報告および遠隔操作技術の周辺状況についての解説を行った。

論文

Development of a GUI-based operation system for building a 3D point cloud classifier

谷藤 祐太; 川端 邦明; 羽成 敏秀

Proceedings of 2019 IEEE Region Ten Conference (TENCON 2019) (Internet), p.36 - 40, 2019/10

This paper describes a Graphical User Interface (GUI) based operation system for building a classifier based on deep learning and verifying its categorization performance. Currently, we build a structure discrimination method based on deep learning with 3D point cloud to support status awareness of the operator of remotely controlled robot. For building a powerful classifier, the operations like "collection of learning data", "construction of architecture" and "creation of learning model "are done by trial and error. Therefore, we consider to develop a system to make such complicated operations easier and more efficiently. In this paper, we describe about required functions for helping such operations and explain developed a prototype system in detail.

論文

Proposal of laser-induced ultrasonic guided wave for corrosion detection of reinforced concrete structures in Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant decommissioning site

古澤 彰憲; 竹仲 佑介; 西村 昭彦

Applied Sciences (Internet), 9(17), p.3544_1 - 3544_12, 2019/09

 被引用回数:6 パーセンタイル:14.2(Chemistry, Multidisciplinary)

本研究の狙いは、鉄筋と周囲のコンクリートの密着性が、鉄筋を伝播する超音波に与える影響を実験的に調査し、鉄筋コンクリートの腐食劣化の検査法への適用可能性を示すことである。最初に、密着性の異なる鉄筋コンクリートの試験体をもちいて、密着の有無と密着強度の劣化が鉄筋を伝播する超音波に与える影響について実験・調査する。次に、健全な鉄筋コンクリート試験体を加速腐食試験に供し、腐食の程度に伴って変化する超音波の波形について実験・調査する。得られた超音波の波形は周波数解析と群速度分散極性の解析解との比較検討を行い、鉄筋の腐食劣化の検査法への適用の観点から重要な事項について議論する。最後に、腐食劣化による鉄筋と周囲のコンクリートの密着性の変化は、超音波信号の周波数領域に明瞭に表れ、鉄筋コンクリートの非破壊検査法に有効であることが分かる。

論文

Effect of quenching on molten core-concrete interaction product

北垣 徹; 池内 宏知; 矢野 公彦; Brissonneau, L.*; Tormos, B.*; Domenger, R.*; Roger, J.*; 鷲谷 忠博

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(9-10), p.902 - 914, 2019/09

 被引用回数:2 パーセンタイル:34.3(Nuclear Science & Technology)

Characterization of fuel debris is required to develop fuel debris removal tools. Especially, knowledge pertaining to the characteristics of molten core-concrete interaction (MCCI) product is needed because of the limited information available at present. The samples of a large-scale MCCI test performed under quenching conditions, VULCANO VW-U1, by CEA were analyzed to evaluate the characteristics of the surface of MCCI product generated just below the cooling water. As a result, the microstructure of the samples were found to be similar despite the different locations of the test sections. The Vickers hardness of each of the phases in these samples was higher than that of previously analyzed samples in another VULCANO test campaign, VBS-U4. From the comparison between analytical results of VULCANO MCCI test product, MCCI product generated under quenching condition is homogeneous and its hardness could be higher than that of the bulk MCCI product.

論文

Exploratory investigation for estimation of fuel debris criticality risk

山根 祐一; 沼田 良明*; 外池 幸太郎

Proceedings of 11th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC 2019) (Internet), 10 Pages, 2019/09

福島第一原子力発電所での燃料デブリの取り扱いにおける臨界安全のため、その形状変化の反応度効果について調査し、開発した手順の検証のために仮想的なシナリオの試解析を行った。

論文

Outline of the OECD/NEA/ARC-F Project

中塚 亨; 前田 敏克; 杉山 智之; 丸山 結

Proceedings of 18th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-18) (USB Flash Drive), p.1650 - 1656, 2019/08

経済協力開発機構原子力機関(OECD/NEA)は、「福島第一原子力発電所の原子炉建屋および格納容器内情報の分析(ARC-F)」プロジェクトを新たに開始した。本プロジェクトは、OECD/NEAで先行して実施された東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所事故ベンチマーク解析(BSAF)プロジェクトの後継としての役割を担う。プロジェクトは、次の3つのタスクからなる。(1)事故進展解析及び核分裂生成物の移行と拡散やソースタームに関する解析の高度化(BSAF及びBSAF2プロジェクトのフォローアップ)、(2)得られたデータ・情報の集約管理、(3)将来の長期プロジェクトの検討。プロジェクトの運営は、原子力機構が行う。実施期間は、2019年1月から2021年12月までの3年間で、最終報告書は2022年に発行予定である。

論文

Development of a robot simulator for remote operations for nuclear decommissioning

川端 邦明; 鈴木 健太

Proceedings of 16th International Conference on Ubiquitous Robots (UR 2019) (USB Flash Drive), p.501 - 504, 2019/06

This paper describes about the current development status of a robot simulator for remote operations for nuclear decommissioning. This simulator is designed for operator proficiency training and a robot development. We implemented plug-in functions that are required to simulate the situations and the conditions for task execution for decommissioning and also utilities for enhancing convenience for the users. We describe the current prototype of the robot simulator and such implemented functions and utilities. Functional details were also introduced and illustrated in this paper.

報告書

Proceedings of the Fukushima Research Conference on Development of Analytical Techniques in Waste Management (FRCWM 2018); June 19th and 20th, Tomioka Town Art & Media Center, Tomioka, Futaba, Fukushima, Japan

三枝 純; 駒 義和; 芦田 敬

JAEA-Review 2018-017, 259 Pages, 2018/12

JAEA-Review-2018-017.pdf:53.88MB

廃炉国際共同研究センター(CLADS)は、福島第一原子力発電所の廃止措置の加速化や人材育成に資するため、国内外の研究協力を進めている。CLADSは、「廃棄物の分析技術開発に関する研究カンファレンス(FRCWM2018)」を2018年6月19日$$sim$$20日に開催した。本報告書は上記研究カンファレンスの講演要旨と発表資料を収録したものである。

論文

Free convective heat transfer experiment to validate air-cooling performance analysis of fuel debris

上澤 伸一郎; 山下 晋; 柴田 光彦; 吉田 啓之

Proceedings of 11th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-11) (Internet), 6 Pages, 2018/11

A dry method for fuel debris is proposed for decommissioning of TEPCO's Fukushima Daiichi NPS. We have been evaluating the air-cooling performance of the fuel debris in the dry method by using JUPITER. Because JUPITER can calculate relocation of the corium, it is expected to calculate thermal-hydraulic simulation of the air cooling of the fuel debris in the dry method based on the calculated debris position, shapes and composition with the relocation analysis. In this paper, the experiment of heat transfer and flow visualization of free convection adjacent to upward-facing horizontal heat transfer surface was performed to validate the calculation of the free convective heat transfer with JUPITER. In the experiment, the temperature distribution was measured with a thermocouple tree. In addition, the velocity distribution of free convection was visualized by a particle image velocimetry (PIV). In the comparison between the JUPITER and the experiment, the temperature distribution for the vertical direction in the quasi-steady state was fitted between the JUPITER and the experiment. The velocity distribution calculated with JUPITER was also in good agreement with the experimental result. Therefore, it is expected that JUPITER is a helpful numerical method to evaluate the air-cooling performance of the fuel debris in the dry method.

論文

Diffusion and sorption behavior of HTO, Cs, I and U in mortar

赤木 洋介*; 加藤 博康*; 舘 幸男; 坂本 浩幸*

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 5, p.233 - 236, 2018/11

福島第一原子力発電所の廃止措置によって放射性物質によって汚染されたコンクリートが多量に発生することが想定される。廃止措置や放射性廃棄物管理(除染や処分等)のための計画を策定するうえでは、コンクリート材料中の放射能インベントリや分布を推定することが重要となる。本研究では、OPCモルタル中のHTO, Cs, I, Uの実効拡散係数(De)及び分配係数(Kd)を、透過拡散試験及びバッチ収着試験によって実測した。取得されたDeはHTO, I, Cs, Uの序列となり、陽イオン排除効果がOPCモルタルにおいて重要なメカニズムであることが確認された。バッチ試験で得られたKdは、拡散試験で得られたKdより1桁以上高い値となり、試料の粉砕が収着に対して影響を及ぼすことが確認された。OPCモルタル中の拡散・拡散メカニズム理解は、放射性核種のコンクリートへの浸透挙動の予測するうえで重要である。

論文

Characterization of the VULCANO test products for fuel debris removal from the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant

北垣 徹; 池内 宏知; 矢野 公彦; 荻野 英樹; Haquet, J.-F.*; Brissonneau, L.*; Tormos, B.*; Piluso, P.*; 鷲谷 忠博

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 5, p.217 - 220, 2018/11

Characterization of the fuel debris is required to develop fuel debris removal tools for the decommissioning of Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant (1F). In this study, the VULCANO MCCI test, VBS-U4, was selected as 1F similar conditions and the characteristics of the samples were examined. In the molten pool sample, the round-edged corium-rich oxides region, with diameters of 1-10 mm, is surrounded by a concrete-rich oxide region. It shows convection of the molten pool. Other samples also show the features of the MCCI progression. The main chemical forms of the samples are SiO$$_{2}$$, (U,Zr)O$$_{2}$$, Fe and so on. The microstructure of the samples is heterogeneous structure composed of these phases. The difference in Vickers hardness between the metallic phases and the oxide phases is a distinctive characteristic. It can be noted that the heterogeneous distribution of metallic phases in 1F MCCI products interrupt with the removal operation such as by damaging the core-boring bit.

論文

Image reconstruction of radioactive contamination due to the Fukushima-Daiichi Nuclear Power Station Accident using a compact Compton camera

佐藤 優樹; 寺阪 祐太; 宮村 浩子; 冠城 雅晃; 谷藤 祐太; 川端 邦明; 鳥居 建男

Reactor Dosimetry; 16th International Symposium on Reactor Dosimetry (ISRD-16) (ASTM STP 1608), p.428 - 436, 2018/11

 被引用回数:0 パーセンタイル:100

We developed a lightweight compact Compton camera to measure the distribution of radioactive contamination inside the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station. We conducted performance evaluation tests in the coastal area of Fukushima, Japan, using the camera, which employs a cerium (Ce)-doped GAGG (Gd$$_{3}$$Al$$_{2}$$Ga$$_{3}$$O$$_{12}$$) scintillator coupled with a multipixel photon counter. The camera can clearly visualize spreading of radioactivity along the ground surface. In addition, we performed three-dimensional image reconstruction of the distribution of radioactive contamination using the multi-angle data obtained with the Compton camera. We succeeded in obtaining a three-dimensional image of radioactive contamination in the outdoor area.

論文

Development of a radiological characterization submersible ROV for use at Fukushima Daiichi

Nancekievill, M.*; Jones, A. R.*; Joyce, M. J.*; Lennox, B.*; Watson, S.*; 片倉 純一*; 奥村 啓介; 鎌田 創*; 加藤 道男*; 西村 和哉*

IEEE Transactions on Nuclear Science, 65(9), p.2565 - 2572, 2018/09

 被引用回数:6 パーセンタイル:15.83(Engineering, Electrical & Electronic)

福島第一原子力発電所の格納容器内に水没した燃料デブリを探査する技術の開発に貢献するため、小型の放射線検出器とソナーを搭載した遠隔水中ロボット(ROV)システムの開発を行っている。線量率モニタリングおよび$$gamma$$線分光法のための臭化セリウム(CeBr$$_{3}$$)シンチレータ検出器をROVに統合し、実験室および水中の両条件で$$^{137}$$Cs線源を用いて実験的に検証した。さらに、IMAGENEX 831Lソナーと組み合わせたROVは、水プール設備の底に置いた模擬燃料デブリの形状およびサイズを特徴付けることができた。

論文

Radiation imaging using a compact Compton camera inside the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station building

佐藤 優樹; 谷藤 祐太; 寺阪 祐太; 宇佐美 博士; 冠城 雅晃; 川端 邦明; 宇津木 弥*; 菊地 弘幸*; 高平 史郎*; 鳥居 建男

Journal of Nuclear Science and Technology, 55(9), p.965 - 970, 2018/09

 被引用回数:8 パーセンタイル:12.09(Nuclear Science & Technology)

The Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (FDNPS), operated by Tokyo Electric Power Company Holdings, Inc., went into meltdown after the occurrence of a large tsunami caused by the Great East Japan Earthquake of March 11, 2011. The radiation distribution measurements inside the FDNPS buildings are indispensable to execute decommissioning tasks in the reactor buildings. We conducted the radiation imaging experiment inside the turbine building of Unit 3 of the FDNPS using a compact Compton camera, and succeeded in visualizing the high-dose contamination (up to 3.5 mSv/h). We also drew a three-dimensional radiation distribution map inside the turbine building by integrating the radiation image resulting from the Compton camera into the point cloud data of the experimental environment acquired using the scanning laser range finder. The radiation distribution map shows the position of these contaminations on the real space image of the turbine building. The radiation distribution map helps workers to easily recognize the radioactive contamination and to decrease the radiation exposure; the contamination cannot be observed with the naked eye, naturally.

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