Development of the multi-cubic -ray spectrometer and its performance under intense Cs and Co radiation fields

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*

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 1010, p.165544_1 - 165544_9, 2021/09

https://doi.org/10.1016/j.nima.2021.165544

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の事故以来、世界各地で廃止措置措置に入る原子力施設が増加している。これらの原子力施設では、放射性物質の適切な管理が要求されている。そこで、ガンマ線スペクトル測定技術は、放射性物質の重要な情報を得ることができるため、有益なツールである。さらに、放射性物質の空間情報も重要であるため、ガンマ線イメージングについて求められている。しかしながら、これらの施設には、強度放射線場が広がるため、ガンマ線スペクトル測定やガンマ線イメージングが困難になる。そのため、寸法が5mm 5mm 5mmの小さなCeBrシンチレーター4個で分割した線スペクトロメーターを開発した。上記の4個のシンチレーターは、強度放射場に特化したマルチアノード光電子増倍管と組合わせた。私たちは、CsとCoの放射線場で照射試験を実施した。Cs照射場の線量率1375mSv/hにおいて、相対エネルギー分解能が、それぞれのチャンネルで、9.20.05%, 8.00.08%, 8.00.03%, 9.0 0.04%であった。

Evaluation of brittle crack arrest toughness for highly-irradiated reactor pressure vessel steels

岩田 景子; 端 邦樹; 飛田 徹; 廣田 貴俊*; 高見澤 悠; 知見 康弘; 西山 裕孝

Proceedings of ASME 2021 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2021) (Internet), 7 Pages, 2021/07

The crack arrest fracture toughness, K, values for highly-irradiated reactor pressure vessel (RPV) steels are estimated according to a linear relationship between crack arrest toughness reference temperature, T, and the temperature corresponding to a fixed arrest load, equal to 4 kN, T, obtained by instrumented Charpy impact test. The relationship between T derived from the instrumented Chrapy impact test and fracture toughness reference temperature, T, was expressed as an equation proposed in a previous report. The coefficients in the equation could be fine-tuned to obtain a better fitting curve using the present experimental data and previous K data. The K curve for RPV;A533B class1 steels irradiated up to 1.310 n/cm (E 1 MeV) was compared with a K curve defined in JEAC4206-2016. It was shown that the K curve was always lower than the 1%ile curve of K for these irradiated RPV steels. This result indicates that the conservativeness of the method defined in JEAC4206-2016 to evaluate K using K curve is confirmed for highly-irradiated RPV steels.

Evaluation of high-energy delayed gamma-ray spectra dependence on interrogation timing patterns

Rodriguez, D.; Bogucarska, T.*; 小泉 光生; Lee, H.-J.; Pedersen, B.*; Rossi, F.; 高橋 時音; Varasano, G.*

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 997, p.165146_1 - 165146_13, 2021/05

https://doi.org/10.1016/j.nima.2021.165146

Under the MEXT subsidy to strengthen nuclear security related research, the ISCN is developing delayed gamma-ray spectroscopy (DGS) for nuclear safeguards. Here we present results from experiments using the PUNITA instrument in collaboration with JRC-Ispra to evaluate the gamma-ray spectral dependence on interrogation time patterns and number of cycles. Specifically, we investigated the observable gamma rays useful to quantify the Pu and U contributions. Of the time patterns tested in this study, we determined that irradiating the sample for 60- followed by a gamma-ray measurement of 60- was the best for a comparable one-hour total interrogation time.

Application of probabilistic fracture mechanics to reactor pressure vessel using PASCAL4 code

Lu, K.; 勝山 仁哉; Li, Y.; 吉村 忍*

Journal of Pressure Vessel Technology, 143(2), p.021505_1 - 021505_8, 2021/04

https://doi.org/10.1115/1.4048103

Probabilistic fracture mechanics (PFM) is considered to be a promising methodology in structural integrity assessments of pressure-boundary components in nuclear power plants since it can rationally represent the inherent probabilistic distributions for influence parameters without over-conservativeness. To strengthen the applicability of PFM methodology in Japan, Japan Atomic Energy Agency has developed a PFM analysis code PASCAL4 which enables the failure frequency evaluation of reactor pressure vessels (RPVs) considering neutron irradiation embrittlement and thermal transients. PASCAL4 is expected to make a significant contribution to the probabilistic integrity assessment of Japanese RPVs. In this study, PFM analysis for a Japanese model RPV in a pressurized water reactor (PWR) was conducted using PASCAL4, and the effects of nondestructive examination (NDE) and neutron flux reduction on failure frequencies of the RPV were quantitatively evaluated. From the analysis results, it is concluded that PASCAL4 is useful for probabilistic integrity assessments of embrittled RPVs and can enhance the applicability of PFM methodology.

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。

A Plan of materials irradiation facility at J-PARC for development of ADS and high-power accelerator facilities

前川 藤夫

JPS Conference Proceedings (Internet), 33, p.011042_1 - 011042_6, 2021/03

https://doi.org/10.7566/JPSCP.33.011042

加速器駆動核変換システム(ADS)開発にあたり、ビーム窓(BW)材料の開発は主要課題の1つである。BWは高エネルギー陽子及び核破砕中性子に、また約500Cの腐食性のある高温鉛ビスマス共晶(LBE)合金に曝される。また最近では、加速器施設の高出力化にあたり、高出力加速器のみならず高出力標的が放射線損傷や熱除去の点で律速となっている。ADSを含む高出力加速器施設のBW及び標的材料の放射線損傷研究に資するため、J-PARCのLinacにより供給される400MeV 250kWの陽子ビームを利用した材料照射施設の検討を行っている。標的にはADSの標的兼冷却材である流動LBE合金を用いる。標的中で鋼材を1年間照射下場合の放射線損傷は最大で10dpaとなり、これはADSのBWの年間放射線損傷量に相当する。現時点での施設概念では、本施設で効率的に照射後試験を行うためのホットラボを付設する。発表では、本施設の概要について述べる。

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.

令和元年度原子力発電所周辺における航空機モニタリング(受託研究)

普天間 章; 眞田 幸尚; 石崎 梓; 川崎 義晴*; 岩井 毅行*; 平賀 祥吾*; 佐藤 一彦*; 萩野谷 仁*; 松永 祐樹*; 菊池 陽*; et al.

JAEA-Technology 2020-018, 121 Pages, 2021/02

JAEA-Technology-2020-018.pdf:15.15MB

2011年3月11日に発生した東日本大震災による津波に起因した東京電力福島第一原子力発電所事故によって、大量の放射性物質が周辺環境に飛散した。事故直後より、放射線の分布を迅速かつ広範囲に測定する手法として、航空機等を用いた空からの測定方法が適用されている。ここでは、令和元年度に実施した福島第一原子力発電所周辺におけるモニタリング結果について取りまとめると共に、過去の福島第一原子力発電所周辺におけるモニタリング結果から空間線量率等の変化量を評価し、変化量に寄与する要因について考察した。また、航空機モニタリングによる空間線量率の計算精度向上に資するために、航空機モニタリングデータを用いて地形の起伏を考慮に入れた解析を行った。地形の起伏を考慮に入れる前後での解析結果を比較し、本手法による精度向上効果を評価した。さらに、空気中のラドン子孫核種の弁別手法を測定結果に適用して、空気中のラドン子孫核種が航空機モニタリングに与える影響について評価した。

先端計測技術の融合で実現する高耐放射線燃料デブリセンサーの研究開発(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; 高エネルギー加速器研究機構*

JAEA-Review 2020-058, 101 Pages, 2021/02

JAEA-Review-2020-058.pdf:5.58MB

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「先端計測技術の融合で実現する高耐放射線燃料デブリセンサーの研究開発」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。本研究は、冠水した燃料デブリの分布状況及び臨界性を「その場」で測定・分析することを目的として、小型(200m510m厚)のダイヤモンド中性子センサーと、回路設計により耐放射線性を向上した集積回路を開発して中性子計測システムを構築し、マルチフェイズドアレイ・ソナーや表層下部音波探査装置(SBP)とともに、ROV(日英共同研究で開発)に設置し、PCV模擬水槽で実証試験を行う。

一次元光ファイバ放射線センサを用いた原子炉建屋内放射線源分布計測(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; 名古屋大学*

JAEA-Review 2020-063, 44 Pages, 2021/01

JAEA-Review-2020-063.pdf:2.55MB

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、「一次元光ファイバ放射線センサを用いた原子炉建屋内放射線源分布計測」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。福島第一原子力発電所の廃炉を進めるにあたり把握する必要がある建屋内作業環境の放射線源の位置分布を測定するセンサとして、最も確実に汚染源の位置分布の把握を行うことができる密着型で、かつ「点」ではなく「線」に沿った放射線源分布が把握できる一次元光ファイバ放射線センサの開発を行う。従来方式の飛行時間型光ファイバ放射線センサの高度化に加え、光の波長成分に着目した全く新しい方式の光ファイバ放射線センサの開発・実用化を進める。