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報告書

動作不能からの復帰を可能とする多連結移動ロボットの半自律遠隔操作技術の確立(委託研究); 令和2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; 電気通信大学*

JAEA-Review 2021-025, 33 Pages, 2021/11

JAEA-Review-2021-025.pdf:1.68MB

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2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、研究課題のうち、令和元年度に採択された「動作不能からの復帰を可能とする多連結移動ロボットの半自律遠隔操作技術の確立」の令和2年度の研究成果について取りまとめたものである。本研究の大目的は、多連結移動ロボット共通の課題である関節部のスタック状態からの復帰方法の確立である。この大目的に対し、本研究ではシステムの冗長性を巧みに利用することにより、多連結移動ロボットがスタック状態から復帰するための制御方法の提案を行う。さらに、提案制御則を利用するためのインタフェースとして、スタック状態を認識できるような描画インタフェース、提案制御の目標指示を行うための操作インタフェースの開発を行い、検証用実機を用いてその有効性を検証する。

報告書

ICRP2007年勧告に準拠する内部被ばく線量評価に用いる実効線量係数(受託研究)

高橋 史明; 真辺 健太郎; 佐藤 薫

JAEA-Review 2020-068, 114 Pages, 2021/03

JAEA-Review-2020-068.pdf:2.61MB

現在の日本国内の放射線安全規制は、国際放射線防護委員会(ICRP)による1990年勧告の主旨に基づいて制定されているが、ICRPはこれに置き換わる2007年勧告を公開した。そのため、原子力規制委員会の下に設置されている放射線審議会では、最新の2007年勧告の主旨を国内の規制へ取り入れるための検討を進めている。また、ICRPは2007年勧告に準拠する内部被ばく評価に用いる実効線量係数の公開も進めており、内部被ばくの評価法に係る技術的基準の見直しも想定される。現在のところ、作業者や公衆の内部被ばく防護のための濃度限度について、改正に必要な実効線量係数の全ては公開されていない。一方で、既に公開されている実効線量係数については、作業者の内部被ばく防護で重要な核種へ適用されるものも含まれる。そこで、ICRPが平成28年(2016年)から令和元年(2019年)にかけて発刊した「職業人の放射性核種摂取(Occupational Intakes of Radionuclides)シリーズ」のparts2、3及び4に基づいて、新しい実効線量係数及び基本となる線量評価モデルやデータをレビューし、現在の国内における内部被ばく評価法に係る技術的基準からの変更点を調査した。さらに、今後の2007年勧告を踏まえた内部被ばく評価法に係る技術的基準の円滑な改正に供するため、課題等を整理した。

報告書

「グレーデッドアプローチに基づく合理的な安全確保検討グループ」活動状況中間報告(2019年9月$$sim$$2020年9月)

与能本 泰介; 中島 宏*; 曽野 浩樹; 岸本 克己; 井澤 一彦; 木名瀬 政美; 長 明彦; 小川 和彦; 堀口 洋徳; 猪井 宏幸; et al.

JAEA-Review 2020-056, 51 Pages, 2021/03

JAEA-Review-2020-056.pdf:3.26MB

「グレーデッドアプローチに基づく合理的な安全確保検討グループ」は、原子力科学研究部門、安全・核セキュリティ統括部、原子力施設管理部署、安全研究・防災支援部門の関係者約10名で構成され、機構の施設管理や規制対応に関する効果的なグレーデッドアプローチ(安全上の重要度に基づく方法)の実現を目的としたグループである。本グループは、2019年の9月に活動を開始し、以降、2020年9月末までに、10回の会合を開催するとともに、メール等も利用し議論を行ってきた。会合では、グレーデッドアプローチの基本的考え方、各施設での新規制基準等への対応状況、新検査制度等についての議論を行なうとともに、各施設での独自の検討内容の共有等を行っている。本活動状況報告書は、本活動の内容を広く機構内外で共有することにより、原子力施設におけるグレーデッドアプローチに基づく合理的で効果的な安全管理の促進に役立つことを期待し取りまとめるものである。

論文

研究炉等へのグレーデッドアプローチ適用に係る課題と提言

与能本 泰介; 峯尾 英章; 村山 洋二; 芳原 新也*; 中島 健*; 中塚 亨; 上坂 充*

日本原子力学会誌ATOMO$$Sigma$$, 63(1), p.73 - 77, 2021/01

研究炉等が長期にわたり運転を停止していることは原子力人材の育成等に大きな影響を与えている。本報告ではグレーデッドアプローチを適用した適切な規制対応方法を整備し実践するための課題を分析し抽出するとともに、解決のための取組みを関係組織に提言する。

報告書

動作不能からの復帰を可能とする多連結移動ロボットの半自律遠隔操作技術の確立(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; 電気通信大学*

JAEA-Review 2020-025, 34 Pages, 2020/12

JAEA-Review-2020-025.pdf:2.73MB

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、「動作不能からの復帰を可能とする多連結移動ロボットの半自律遠隔操作技術の確立」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。本研究の大目的は、多連結移動ロボット共通の課題である関節部のスタック状態からの復帰方法の確立である。この大目的に対し、本研究ではシステムの冗長性を巧みに利用することにより、多連結移動ロボットがスタック状態から復帰するための制御方法の提案を行う。さらに、提案制御則を利用するためのインタフェースとして、スタック状態を認識できるような描画インタフェース、提案制御の目標指示を行うための操作インタフェースの開発を行い、検証用実機を用いてその有効性を検証する。

報告書

高温工学試験研究炉における航空機落下確率に関する評価

小野 正人; 塙 善雄; 園部 博; 西村 嵐; 菅谷 直人; 飯垣 和彦

JAEA-Technology 2020-010, 14 Pages, 2020/09

JAEA-Technology-2020-010.pdf:1.74MB

平成25年12月18日に施行された「試験研究の用に供する原子炉等の位置、構造及び設備の基準に関する規則」の適合性確認のために、高温工学試験研究炉における航空機落下確率を評価した。評価は、「実用発電用原子炉施設への航空機落下確率の評価基準について」を参考にして、原子炉建家, 使用済燃料貯蔵建家及び冷却塔を標的として実施した。その結果、落下確率は5.98$$times$$10$$^{-8}$$(回/年)であり、基準である10$$^{-7}$$(回/炉・年)を下回り、防護設計が不要であることを確認した。さらに、落下確率の大きい事故については、事故件数の増加を仮定して評価を行い、評価基準に対する裕度を確認した。

論文

Consistent robin boundary enforcement of particle method for heat transfer problem with arbitrary geometry

Wang, Z.; Duan, G.*; 松永 拓也*; 杉山 智之

International Journal of Heat and Mass Transfer, 157, p.119919_1 - 119919_20, 2020/08

 被引用回数:3 パーセンタイル:65.8(Thermodynamics)

Enforcing accurate and consistent boundary conditions is a difficult issue for particle methods, due to the lack of information outside boundaries. Recently, consistent Neumann boundary condition enforcement is developed for the least squares moving particle semi-implicit method (LSMPS). However, the Robin boundary cannot be straightforwardly considered by that method because no computational variables are defined on the wall boundary. In this paper, a consistent Robin boundary enforcement for heat transfer problem is proposed. Based on the Taylor series expansion, the Robin boundary condition for temperature is converted to the fitting function of internal rather than boundary particles and incorporated into least squares approach for discretization schemes. Arbitrary geometries can be easily treated due to the use of polygons for wall boundary. A convergence study was firstly carried out to verify the consistency. Then, numerical tests of 1-D and 2-D heat conduction problems subjected to mixed boundary conditions were performed for verification, and good agreements with theoretical solutions were observed. Natural convection problems with different boundary conditions in an annulus were carried out for further validations of heat-fluid coupling. Excellent agreements between the present and literature results were demonstrated.

論文

Evaluation of radiation effects on residents living around the NSRR under external hazards

求 惟子; 秋山 佳也; 村尾 裕之

Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 6(2), p.021115_1 - 021115_11, 2020/04

NSRR(Nuclear Safety Research Reactor)は、TRIGA-ACPR型(Annular Core Pulse Reactor: 円環炉心パルス炉; GA社製)の研究炉で、反応度事故時の原子炉燃料の安全性を研究するため、燃料照射実験を行っている。福島第一発電所の事故後の新規制基準において、研究炉は施設のリスクに応じた規制(グレーデッドアプローチ)が行われている。グレーデッドアプローチを適用するにあたってNSRR施設のリスクレベルを明らかにするため、外的事象によって受ける周辺の公衆の放射線影響について評価した。そのうち、地震及び地震に伴って発生する津波並びに竜巻によってNSRRの安全機能を喪失した場合の影響評価の結果について報告する。評価の結果、地震及びそれに伴って発生する津波並びに竜巻よってNSRRの安全機能を喪失した場合においても、周辺の公衆の実効線量が5mSv/eventを下回ることから、NSRR施設のリスクが小さいことを確認した。

論文

Evaluation of energy spectrum around structural materials in radiation environments

松村 太伊知; 永石 隆二; 片倉 純一*; 鈴木 雅秀*

Radiation Physics and Chemistry, 166, p.108493_1 - 108493_9, 2020/01

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Chemistry, Physical)

原子炉内のSUS等の構造材料は、電離放射線の環境に晒されるため腐食や劣化が起こる。材料の厚さが異なると周囲の線質が変化して腐食等の程度が変わると予測されるが、これまでの研究ではこの影響について検討されていない。そこで本研究では、水中のSUS304板の表側にガンマ及びベータ線源を置いた際の、板の表裏両側での二次放射線(光子、電子)のエネルギースペクトルを板の厚さ、並びに線源と板の間隔を変えて解析的に評価した。$$^{137}$$Csガンマ線の場合、板の厚さに対するスペクトルの依存性は裏側でより明確だった。$$^{90}$$Sr、$$^{90}$$Yベータ線の場合、スペクトルはガンマ線の場合と明らかに異なり、裏側では電子のスペクトルは光子より遥かに低下した。このように、スペクトルが入射放射線の種類、材料の厚さ、線源と板の間隔によってどのように変化するかを明らかにするとともに、入射放射線に対する二次放射線のエネルギー低下を議論した。

論文

Testing enrichment meter based on nuclear resonance fluorescence

Omer, M.; 静間 俊行*; 羽島 良一*; 小泉 光生

日本核物質管理学会第40回年次大会プロシーディングス集, p.59 - 62, 2019/11

Nuclear resonance fluorescence (NRF) is a phenomenon that a nuclide-specific $$gamma$$-ray is resonantly absorbed and re-emitted. This method is considered useful for the nondestructive detection of nuclear materials. In order to demonstrate how accurate the NRF method is able to measure the isotopic abundance, we performed NRF experiments on natural tungsten as a surrogate of nuclear materials at the High Intensity $$gamma$$-ray Source (HI$$gamma$$S) facility, Duke University. Our results show that the relative deviations between the reference and measured abundances are less than $$pm$$ 4%. This work was supported by the subsidiary for promotion of strengthening nuclear security or the like of the Ministry of Education, Culture, Sports, Science, and Technology (MEXT), Japan.

論文

Experimental evaluation of wall shear stress in a double contraction nozzle using a water mock-up of a liquid Li target for an intense fusion neutron source

近藤 浩夫*; 金村 卓治*; 朴 昶虎*; 小柳津 誠*; 平川 康; 古川 智弘

Fusion Engineering and Design, 146(Part A), p.285 - 288, 2019/09

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

核融合中性子源では重陽子ビームターゲットに液体金属リチウムの壁面噴流(Liターゲット)を採用し、Liターゲットは真空中(10$$^{-3}$$Pa)を高速(15m/s)で流れ、重陽子との核反応で中性子を発生させるともにビーム入熱(10MW)を除去する。本研究では、IFMIF/EVEDA工学実証活動で建設した液体リチウム試験ループ(ELTL)の構造健全性評価のため、Liターゲットを生成するノズル内流動場の評価を行った。ターゲットアッセンブリのアクリルモデルおよび作動流体として水を用い、ノズル内の流速分布をレーザードップラー流速計により計測し、せん断応力分布を評価した。結果として、2段縮流ノズルの2段目付近でせん断応力が最大値をとることが明らかになり、この箇所の腐食損傷を調査する必要があることを示した。

論文

Application of Bayesian optimal experimental design to reduce parameter uncertainty in the fracture boundary of a fuel cladding tube under LOCA conditions

成川 隆文; 山口 彰*; Jang, S.*; 天谷 政樹

Proceedings of 14th International Conference on Probabilistic Safety Assessment and Management (PSAM-14) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2018/09

The reduction of epistemic uncertainty for safety-related events that rarely occur or require high experimental costs is a key concern for researchers worldwide. In this study, we develop a new framework to effectively reduce parameter uncertainty, which is one of the epistemic uncertainties, by using the Bayesian optimal experimental design. In the experimental design, we used a decision theory that minimizes the Bayes generalization loss. For this purpose, we used the functional variance, which is a component of widely applicable information criterion, as a decision criterion for selecting informative data points. Then, we conducted a case study to apply the proposed framework to reduce the parameter uncertainty in the fracture boundary of a non-irradiated, pre-hydrided Zircaloy-4 cladding tube specimen under loss-of-coolant accident (LOCA) conditions. The results of our case study proved that the proposed framework greatly reduced the Bayes generalization loss with minimal sample size compared with the case in which experimental data were randomly obtained. Thus, the proposed framework is useful for effectively reducing the parameter uncertainty of safety-related events that rarely occur or require high experimental costs.

論文

Evaluation of the radiation effects of residents living around the NSRI under the external hazards

求 惟子; 秋山 佳也; 村尾 裕之

Proceedings of 26th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-26) (Internet), 8 Pages, 2018/07

NSRR(Nuclear Safety Research Reactor)は、TRIGA-ACPR型(Annular Core Pulse Reactor:円環炉心パルス炉; GA社製)の研究炉で、反応度事故時の原子炉燃料の安全性を研究するため、燃料照射実験を行っている。福島第一発電所の事故後の新規制基準において、研究炉は施設のリスクに応じた規制(グレーデッドアプローチ)が行われている。グレーデッドアプローチを適用するにあたってNSRR施設のリスクレベルを明らかにするため、外的事象によって受ける周辺の公衆の放射線影響について評価した。そのうち、地震及び地震に伴って発生する津波並びに竜巻によってNSRRの安全機能を喪失した場合の影響評価の結果について報告する。評価の結果、地震及びそれに伴って発生する津波並びに竜巻よってNSRRの安全機能を喪失した場合においても、周辺の公衆の実効線量が5mSv/eventを下回ることから、NSRR施設のリスクが小さいことを確認した。

論文

Uncertainty quantification of fracture boundary of pre-hydrided Zircaloy-4 cladding tube under LOCA conditions

成川 隆文; 山口 彰*; Jang, S.*; 天谷 政樹

Nuclear Engineering and Design, 331, p.147 - 152, 2018/05

 被引用回数:1 パーセンタイル:17.98(Nuclear Science & Technology)

To quantify the fracture boundary uncertainty for non-irradiated, pre-hydrided Zircaloy-4 cladding tube specimens under loss-of-coolant accident conditions at a light-water reactor, data from integral thermal shock tests obtained by an earlier study are analyzed statistically and the fracture boundary is estimated in terms of probability, as follows. First, a method is proposed to obtain the specimens' fracture probability curve as a function of equivalent cladding reacted (ECR) and initial hydrogen concentration using Bayesian inference with a generalized linear model. A log-probit model is used, modified to reflect the effect of the initial hydrogen concentration on the fracture boundary and the ECR evaluation uncertainty, and scaled to improve convergence. Second, using the modified log-probit model, it is shown that the boundary representing a 5% fracture probability with 95% confidence for the pre-hydrided cladding tube sample is higher than 15% ECR, for initial hydrogen concentrations of up to 800 wppm.

論文

Delayed gamma-ray spectroscopy, 1; Development and current status

Rodriguez, D.; Rossi, F.; 高峰 潤; 小泉 光生; 瀬谷 道夫; Crochemore, J. M.*; Varasano, G.*; Bogucarska, T.*; Abbas, K.*; Pedersen, B.*

Proceedings of INMM 58th Annual Meeting (Internet), 6 Pages, 2017/07

原子力機構は、4つのアクティブ法を組合せたNDAシステムの開発をEC-JRCと共同で実施している。遅発$$gamma$$線分光法は核分裂性核種の組成比を決定することができるもので、観測する核分裂生成核種の時間依存型の、高エネルギー$$gamma$$線を、サンプルの複雑な核分裂収率と関連付けて分析するものである。興味のある核分裂性核種比を定量するためには、使用する(小型の持ち運びが可能な)中性子源からの速中性子を、核分裂反応断面積の大きな熱中性子までエネルギーを下げつつ、有意な計数信号を得るためのフラックス強度を必要とする。現在、遅発$$gamma$$線分光法の改良のため、JRC-IspraのPUNITAを含むいくつかの施設での実験が進行中である。これらの中性子フラックス、測定環境等データは、遅発$$gamma$$線分光データの分析を行うモンテカルロ法(逆モンテカルロ法)の開発に使われる。ここでの遅発$$gamma$$線分光法は、その実証に関して、これまでの開発成果である減速系の最適化、実験、逆モンテカルロ法についてまとめる。

論文

A Proposal of secure non-destructive detection system of nuclear materials in heavily shielded objects and interior investigation system

瀬谷 道夫; 羽島 良一*; 呉田 昌俊

Proceedings of INMM 58th Annual Meeting (Internet), 10 Pages, 2017/07

港湾で扱われる貨物コンテナは容積が大きく重量物も運べるため、核物質が隠されて持ち込まれる危険性が高い。核セキュリティを強化する上では、重遮へい物中の規制外核物質の確実な検知、及び、重遮へい物体の安全な解体により中から核物質を取出すことが不可欠である。このための対応として、確実な核物質検知システムの導入、検知物の正確な内部構造把握、及び核物質性状把握(核兵器か否か、爆発物の混入等)が要求され、これらの情報を使うことにより検知物の安全な解体と核物質の取出しが可能となる。この発表では、X線スキャン装置と単色線利用NRFベース非破壊検知装置の組合せを確実な核物質検知システム及び内部検査システムとして、また、取出された核物質部分に関する内部検査機能を持つものとして、小型中性子線源(D-T中性子源)を用いるアクティブNDA装置を提案する。

論文

核物質の確実な検知システム及び検知・被疑物の安全解体のための内部構造・性状把握システムの必要性(提案)

瀬谷 道夫; 羽島 良一*; 呉田 昌俊

第37回核物質管理学会日本支部年次大会論文集(CD-ROM), 10 Pages, 2017/02

港湾で扱われる貨物コンテナは容積が大きく重量物も運べるため、核物質が隠されて持ち込まれる危険性が高い。核セキュリティを強化する上では、重遮へい物中の規制外核物質の確実な検知、及び、重遮へい物体の安全な解体により中から核物質を取出すことが不可欠である。このための対応として、(1)確実な核物質検知システムの導入、(2)検知物の正確な内部構造把握、及び(3)核物質性状把握(核兵器か否か、爆発物の混入等)が要求され、これらの情報を使うことにより検知物の安全な解体と核物質の取出しが可能となる。この発表では、(1)については、X線スキャン装置と単色$$gamma$$線利用NRFベース非破壊検知装置の組合せを提案する。後者の装置は重遮へい体に対しては、(2)及び(3)の機能も有している。また、取出された核物質部分に関する(2)及び(3)の機能を持つものとして、小型中性子線源(D-T中性子源)を用いるアクティブNDA装置を提案する。

論文

Estimation of the inventory of the radioactive wastes in Fukushima Daiichi NPS with a radionuclide transport model in the contaminated water

柴田 淳広; 駒 義和; 大井 貴夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(12), p.1933 - 1942, 2016/12

 被引用回数:12 パーセンタイル:81.57(Nuclear Science & Technology)

For planning and investigating on treatment and disposal of the wastes on Fukushima Daiichi NPS, it is necessary to quantify the radioactivity inventory of them. The secondary wastes from the water treatment system are one of the major wastes and the analysis of the water of the treatment system holds the promise of giving the useful information on the inventory of damaged fuel. Therefore, the inventories of the secondary wastes and damaged fuel were estimated with a radionuclide transport model in the contaminated water. The model was developed based on unknown factors that are initial concentration in the hypothetical volume assuming the instantaneous homogeneous mixing and continuous release rate from damaged fuels. In the numerical analysis using this model, the key parameters, initial concentration C$$_{0}$$, continuous release rate F and inventory of source of continuous release I$$_{S0}$$ were given by fitting the model with analysis data of the contaminated water. By using these parameter values, the nuclides inventories in the damaged fuel and secondary waste were calculated.

報告書

高温ガス炉設計のための解析解によるキセノン安定性判別に関する研究

深谷 裕司; 徳原 一実; 西原 哲夫

JAEA-Research 2016-008, 52 Pages, 2016/06

JAEA-Research-2016-008.pdf:2.18MB

高温ガス炉のキセノン振動に対する安全性を定量的に検討するため、高温ガス炉のための解析解によるキセノン安定性判別に関する研究を行った。解析解によるキセノン安定性判別法はRandallにより開発され軽水炉設計などに用いられている。一方で、高温ガス炉ではPu炉心も検討されており、その特性も評価する必要がある。そこで、HTTRの安全評価でも採用されたRandallの手法によるキセノン安定性評価法を再現し、安定性判別コードD-XECS/Aの開発を行った。そして、多くの炉型のキセノン安定性を評価し、高温ガス炉のキセノン安定性の高さおよび、Pu炉心などの新型高温ガス炉のキセノン安定性に関する成立性の見通しを確認した。

論文

Operational quantities and new approach by ICRU

遠藤 章

Annals of the ICRP, 45(1S), p.178 - 187, 2016/06

国際放射線防護委員会(ICRP)が提案する臓器・組織の等価線量、実効線量等の防護量は、放射線による人体の被ばくの程度を定量化し、線量の制限や防護の最適化を図るために使われている。人体に対して定義される実用量は測定できないため、国際放射線単位測定委員会(ICRU)は、測定によって防護量を評価するための実用量を開発した。現在使われている実用量は、30年以上も前に定義されたものである。ICRUは、ICRP 2007年勧告における防護量の変更を契機に実用量の検討を行った。その結果、委員会は現在のものに替わる新たな実用量を提案することとした。エリアモニタリングに対しては、ICRU球のある深さで定義する線量から、粒子フルエンスに基づき防護量と関連付けた量に変更する。本発表では、新たに提案する実用量の定義と、それが線量測定の実務に及ぼす影響について検討した結果を報告する。

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