Radiation imaging using an integrated radiation imaging system based on a compact Compton camera under Unit 1/2 exhaust stack of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station

佐藤 優樹; 寺阪 祐太

Journal of Nuclear Science and Technology, 59(6), p.677 - 687, 2022/06

https://doi.org/10.1080/00223131.2021.2001391

The Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (FDNPS) went into meltdown after being hit by a large tsunami caused by the Great East Japan Earthquake on March 11, 2011. Measuring and understanding the distribution of radioactive contamination inside the FDNPS is essential for decommissioning work, reducing exposure to workers, and ensuring decontamination. This paper reports the visualization tests of radioactive contamination in the Unit 1/2 exhaust stack of the FDNPS using a compact Compton camera. Fixed-point measurements were conducted using only a Compton camera and moving measurements using an integrated radiation imaging system (iRIS) that combines a Compton camera with a simultaneous localization and mapping device. For the moving measurements, an operator carrying the iRIS acquires data continuously while walking in a passage near the stack. With both types of measurements, high-intensity contamination was detected at the base of the stack, and detailed three-dimensional (3D) visualization of the contamination was obtained from the moving measurement. The fixed-point measurements estimated the source intensity of the contamination from the reconstructed contamination image acquired by the Compton camera. Furthermore, workers can experience the work environment before actual work by importing a 3D structure model into a virtual reality system displaying the contamination image.

Current status of research and development on system integration technology for connection between HTGR and hydrogen production system at JAEA

大橋 弘史; 稲葉 良知; 西原 哲夫; 武田 哲明; 林 光二; 稲垣 嘉之

Nuclear Production of Hydrogen, p.177 - 185, 2005/10

原子力機構(JAEA)では、高温ガス炉による水素製造技術の研究開発を進めている。この中で、原子炉と水素製造設備との接続にかかわるシステムインテグレーション技術として、(a)水素製造設備に起因する熱外乱に対して原子炉の運転を維持する制御技術、(b)原子炉で発生するトリチウムの製品水素への移行量評価、(c)可燃性ガスによる爆発の対策、(e)事故時に原子炉と水素製造設備を隔離する高温隔離弁の開発の研究開発を進めている。本報では、JAEAにおけるこれらの研究開発の現状について報告する。

HTTR水素製造システム実規模単一反応管試験装置を用いた動特性解析コードの検証; 蒸気発生器及び放熱器を用いた2次ヘリウムガス冷却システム(受託研究)

佐藤 博之; 大橋 弘史; 稲葉 良知; 前田 幸政; 武田 哲明; 西原 哲夫; 稲垣 嘉之

JAERI-Tech 2005-014, 89 Pages, 2005/03

JAERI-Tech-2005-014.pdf:7.25MB

原子炉と水素製造設備の接続にかかわる技術課題の一つとして、水素製造設備の化学反応器の負荷変動に起因する2次ヘリウムガス温度変動が原子炉へ伝播することによる原子炉スクラムの回避が挙げられる。この対策として、原研は化学反応器の下流に蒸気発生器及び放熱器を用いた2次ヘリウムガス冷却システム(以下、「冷却システム」と呼ぶ)を配置し、本冷却システムにより2次ヘリウムガスの熱過渡を吸収緩和し中間熱交換器入口2次ヘリウムガス温度を一定に制御することを提案している。蒸気発生器と放熱器を用いた冷却システムについて解析コードの検証を行った。本冷却システムは放熱器の伝熱管外を流れる空気で冷却することにより蒸気発生器の圧力制御を行い、蒸気発生器出口2次ヘリウムガス温度を一定に保持する。この圧力制御特性は放熱器伝熱管外を流れる空気の伝熱特性に支配される。このため、実規模単一反応管試験装置による試験結果から空気の伝熱特性を明らかにし、これをもとに解析を行った結果、解析は冷却システムの圧力,温度,流量及び熱交換量等の試験結果をよく模擬でき、本解析コードの検証を行うことができた。

核融合施設及び原子力施設で作業するロボットのシステムインテグレーションに関する研究

岡 潔

JAERI-Research 2004-009, 225 Pages, 2004/07

JAERI-Research-2004-009.pdf:47.47MB

現在のロボットは、アミューズメント,福祉,防災など、さまざまな分野への適用が要求されているが、実用的な環境条件下ではシステムとして成立しているロボットは少ない。それは、ロボットが単に要素技術の積み重ねで実現できるものではなく、ロボットを構成する各要素について吟味,調整,改善等の検討を通して、各要素間のバランスを保ちながらロボットシステム全体の中で最適化される必要があるためで、多数の要素から構成されるロボットのシステムインテグレーションは、実際に使用可能なロボットを実現するうえで最も重要な課題である。本報では、このシステムインテグレーションに関する課題を解決するために、核融合施設の保守や原子力施設の事故時の救済を行う代表的なロボットシステムについて、開発に必要不可欠となる手法や要素技術について述べる。特に、ロボットに与えられた環境条件や作業条件からの観点だけでなく、ロボットのシステムバランスからそのロボットに必要となる要素技術の再構築と最適化の観点をも考慮して、実用的なロボットシステムの実現に向けた手法を提案した。これらのシステムインテグレーションを考慮した手法の提案により、核融合装置の保守や原子力施設の事故時の救済に対して実環境下で作業が可能なロボットシステムの実用化の推進に貢献した。

溶融炉心/冷却材相互作用の解析コード開発

森山 清史; 丸山 結; 中村 秀夫; 橋本 和一郎; 加茂 英樹*; 大貫 晃; 秋本 肇

第7回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集 (00-11), p.451 - 456, 2000/11

JASMINE-preは、軽水炉シビアアクシデント時の水蒸気爆発における粗混合過程を解析するための伝熱流動シミュレーションコードである。本コードは、新たに開発した溶融物モデルを二相流解析コードACE-3Dと結合したものである。溶融物モデルは、溶融物ジェット、プール、液滴という3成分から成り、ジェットとプールは各々垂直方向及び半径方向の1次元モデル、液滴は粒子群を1つのラグランジュ粒子で表すグループ粒子モデルで記述している。本コードを用いて、低融点金属の溶融物ジェットを水プール中に落下させた実験(非沸騰条件)、及び、アルミナ溶融物ジェットを水プール中に落下させた実験(沸騰を伴う条件)のシミュレーションを行い、本コードがこれらの条件で溶融物ジェットの水プール中での分裂、粗混合領域の形成、デブリベッドの堆積を扱えることを確認した。

Development of software integration methodology for human-friendly and intelligent nuclear reactor design support system

新谷 文将; 寺下 尚孝*; 清水 智也*; 浅井 清; 秋元 正幸

Proc. of the Joint Int. Conf. on Mathematical Methods and Supercomputing in Nuclear Applications,Vol. 1, p.466 - 476, 1993/00

原子炉の設計作業をコンピュータのハードウェア及びソフトウェアで支援する知的設計支援システムの開発を最終目標に、キーテクノロジーであるモジュール統合化手法の確立のための検討を行っている。原子炉の設計においても他の分野と同様に試行錯誤的・人海戦術的方法がとられている。しかしここでは他の分野に比べて、多くの大型計算コードが使われ、解析作業の設計全体に占める割合が大きいのが特徴である。このため、計算コードを統合化する手法の確立が設計を支援するキーテクノロジーになる。本報では、設計タスクの分析結果を基に、計算コード、入力データ、結合情報を記述した情報モジュールをモジュールの単位とし、結合のためのソフトウェアを介して、モジュール間の結合関係を自動的に判断して実効するシステムを、原研で概念設計中の新型炉SPWRの負荷追従解析を例題として試作し、検討した結果について述べる。

Development of BERMUDA, a radiation transport code system, Part I; Neutron transport codes

鈴木 友雄; 長谷川 明; 田中 俊一; 中島 宏

JAERI 1327, 110 Pages, 1992/05

JAERI-1327.pdf:4.53MB

核融合炉遮蔽ベンチマーク実験の解析,一般の原子炉施設等の高精度の遮蔽計算を行うコードシステムの完成を目標に、その計算手法の基礎を確立するため、1~3次元の各典型的形状に対する放射線輸送コードシステムBERMUDAを開発した。本コードシステムでは直接積分法と、エネルギーに関する多群モデルを組合わせて定常状態での輸送方程式を数値的に解き、中性子、ガンマ線、あるいは随伴中性子の各線束の空間、角度、エネルギー分布を求めている。コードの適用性テストはFNSを用いて行ったベンチマーク実験の解析によって行った。本報告書の第I部では、4個の中性子輸送コードBERMUDA-1DN、同-2DN、同-2DN-S16及び同-3DNの使用マニュアルとして、計算法、適用性検討結果、群定数ライブラリー、使用に際してのジョブ制御文と入力データの準備について述べた。

Disintegration of network structure of bismaleimide-triazine resin by electron beam irradiation

貴家 恒男; 萩原 幸

Polymer, 27, p.681 - 685, 1986/00

https://doi.org/10.1016/0032-3861(86)90124-2

高度に架橋したビスマレイミドトリアジン樹脂を電子線で照射し、引張り試験および動的粘弾性測定を行った。照射により伸び、強度共に増大し20MGで極大を示しそれ以上の線量では共に低下した。この事実以外は大きな変化は認められなかった。しかし、動的粘弾性測定により求めたガラス転移温度は線量と共に低下し、ゴム平旦領域の剛性率は線量と共に低下した。ガラス転移温度、剛性率の値から求めた1cm当たりの架橋点数eは線量と共に低下し、未照射試料のeを1とすると、10MGy照射で0.92、20MGy照射で0.78、30MGy照射で0.68、50MGy照射で0.40となった。この事実から、照射によって室温の物性値は大きく変わらない高架橋物も低温あるいは高温、衝激のような速い応力に対しては物性値は低下するものと推測した。

二次元中性子輸送コードBERMUDA-2DN

鈴木 友雄; 長谷川 明; 森 敏実; 伊勢 武治

JAERI-M 82-190, 52 Pages, 1982/12

JAERI-M-82-190.pdf:1.7MB

核融合ブランケットの中性子工学実験の解析、核融合炉を含めた一般の原子炉施設等の高精度の遮蔽計算を行うコードシステムを開発するため、1980年度に完成した一次元中性子輸送コードPALLS-TSを基に、円柱体系用の二次元中性子輸送コードBERMUDA-2DNを作成した。散乱の非等方性の取扱いにP展開法を用いず、中性子束の空間・角度分布の計算には直接積分モデルと通常の多群モデルを結合した手法で輸送方式を解いた。散乱の方位角の変分の計算では、単位球面上の各角度領域の経線による境目も考慮した。中性子束の計算では点線源からの直達線と、それによる散乱源とを分離して取扱い精度を向上させた。FNSを用いた酸化リチウム平板体系からのD-T中性子の角度依存漏洩スペクトルの測定値との比較により精度の検証を行い良い一致を得た。本報告書では計算法の概要とテスト計算の結果、およびコードの使用法について述べている。

Fundamental theory of direct integration method for solving the steady-state integral transport equation for radiation shielding calculation

竹内 清*; 笹本 宣雄

Nuclear Science and Engineering, 80, p.536 - 553, 1982/00

https://doi.org/10.13182/NSE82-A18968

定常の積分型輸送方程式を一般形状に対して解く直接積分法の理論を、単一エネルギー線源の精確な取り扱いやレイエフェクト低減化の技法とともに記述する。遮蔽計算に適するための解法の特徴が強調されている。例えば、中性子の弾性散乱には微分散乱断面積を、コンプトン散乱にはクライン・仁科の式を使用し非等方散乱を正確に取り扱う。線束項や線源項の空間積分を放射線の進行方向に直接積分し、点エネルギー計算により群計算の繰り返し計算を行なわない。またレイエフェクト低減のため非散乱線束を解析的に行なう等である。本解法の妥当性検証のためPALLAS-Pl、SP-BrおよびPALLAS-2DCY-FCコードによる計算を、水中の点線源からのガンマ線角度分布およびエネルギースペクトル、円筒および円環ダクト中性子ストリーミング、鉄深層透過問題に対して行い、実験値と比較したところかなり良い一致が得られた。しかし詳細に比較すると計算と実験との間に差が出ている場合もある。