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高部 湧吾; 大塚 紀彰; 冬島 拓実; 佐谷戸 夏紀; 井上 修一; 森田 寿; Jaroszewicz, J.*; Migdal, M.*; 小沼 勇一; 飛田 正浩*; et al.
JAEA-Technology 2022-040, 45 Pages, 2023/03
JAEA-Technology-2022-040.pdf:6.61MB
中性子照射場として中核を担ってきた材料試験炉(Japan Materials Testing Reactor: JMTR)の廃止に伴い、軽水炉の一層の安全性、信頼性・効率性向上のための技術開発や革新的な原子炉開発に必要な国内照射場が喪失され、照射試験炉の運転技術や照射技術の継承や人材育成も困難な状況となった。こうした課題に対処するため、代替手段として中性子照射場を海外炉に求めた照射試験の実施に係る検討を行った。「ポーランド国立原子力研究センターと日本原子力研究開発機構との間の試験研究炉の研究開発のための共同研究取決め」に基づきポーランド国立原子力研究センター(NCBJ)が所有するMARIA炉(出力30MW)を中性子照射場として、JMTRの有する照射技術の一つである温度制御システムを導入した照射試験の実施可否を検討した。その結果、JMTRの設計・製作基準に則って製作済であったキャプセルに対し改造を施すことで照射試験の実現が可能である見通しが得られた。改造後に浸透探傷検査、絶縁導通試験及びキャプセルの使用温度である室温
300
Cの範囲における動作試験等を実施し、良好な結果が得られ、MARIA炉への輸送前準備を完了した。
C宮澤 健; 菊池 裕太*; 安堂 正己*; Yu, J.-H.*; 藪内 聖皓*; 野澤 貴史*; 谷川 博康*; 野上 修平*; 長谷川 晃*
Journal of Nuclear Materials, 575, p.154239_1 - 154239_11, 2023/03
This study examined the effects of alloying elements such as Re and Ta on the microstructural evolution of recrystallized W under proton and self-ion irradiations at 800C. Although the number density of voids increased with increasing proton-induced damage level, the void density in W-Re and W-Ta alloys were lower than that of pure W. Herein, the addition of Re and Ta to W suppresses the void formation process. In the proton-irradiated W-3%Re, a lot of dislocation loops were observed at 0.05 dpa which is the stage of nucleation. The evolution process up to 0.2 dpa was characterized by loop growth via the absorption of clusters and point defects. The dislocation loops then coalesce and grow large, and the dislocation lines become tangled at 1 dpa. At 0.05 dpa, the dislocation loops in pure W have already evolved into the tangled dislocations. Solute Re may inhibit the mobility of small dislocation loops and SIA clusters. In W-3%Ta irradiated at 0.05 and 0.2 dpa, the coalescence process of the elongated dislocation loops was observed. Solute Ta may inhibit the mobility of SIA clusters. Although no voids and rafts were observed in self-ion irradiated W-3%Re to 0.2 dpa, not only dislocation loops but also voids and rafts were observed in pure W to 0.2 dpa. The solute Re would suppress the raft formation and then the void formation under self-ion irradiation.
普天間 章; 眞田 幸尚; 佐々木 美雪; 川崎 義晴*; 岩井 毅行*; 平賀 祥吾*; 萩野谷 仁*; 松永 祐樹*; 圷 雄一郎*; 外間 智規; et al.
JAEA-Technology 2022-028, 127 Pages, 2023/02
JAEA-Technology-2022-028.pdf:15.21MB
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。事故直後より放射性核種の分布を迅速かつ広範囲に測定する手法として、有人ヘリコプター等を用いた航空機モニタリングが活用されている。本モニタリング技術を原子力施設等の事故時における緊急時モニタリングに活用し、モニタリング結果を迅速に提供するために、全国の発電所周辺におけるバックグラウンド放射線量や地形的特徴、管制空域等の情報を事前に整備している。令和3年度は大飯発電所並びに高浜発電所周辺について航空機モニタリングを実施し、バックグランド放射線量及び管制区域等の情報を整備した。さらに、本モニタリングの代替技術として期待されている無人飛行機による、原子力災害を想定した運用技術開発を進めた。本報告書は、それらの結果及び抽出された技術的課題についてまとめたものである。
普天間 章; 眞田 幸尚; 長久保 梓; 川崎 義晴*; 岩井 毅行*; 平賀 祥吾*; 萩野谷 仁*; 松永 祐樹*; 圷 雄一郎*; 卜部 嘉*; et al.
JAEA-Technology 2022-027, 148 Pages, 2023/02
JAEA-Technology-2022-027.pdf:19.64MB
2011年3月11日に発生した東北地方太平洋沖地震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。日本原子力研究開発機構では、有人ヘリコプターを使用した航空機モニタリングを福島第一原子力発電所周辺において継続的に実施してきた。本報告書では、令和3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、過去のモニタリング結果から空間線量率等の変化量を評価し、その変化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。
廃炉環境国際共同研究センター; 東北大学*
JAEA-Review 2022-063, 86 Pages, 2023/02
JAEA-Review-2022-063.pdf:3.81MB
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3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(1F)の廃炉等を始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「低線量・低線量率放射線被ばくによる臓器別酸化ストレス状態の検討」の令和元年度から令和3年度の研究成果について取りまとめたものである。本課題は令和3年度が最終年度となるため3年度分の成果を取りまとめた。本研究は、廃炉作業を含めた原子力・放射線作業従事者の被ばくに該当するような低線量・低線量率放射線への長期被ばくのように、特に1F事故以降に社会的関心が高まっている放射線被ばく影響に関する知見を収集することを目的として実施した。本研究で解明を目指す被ばく線量域の影響解析試料は、1F事故後の旧警戒区域で被ばくした野生ニホンザルから収集した。また、野生動物試料解析結果を検証するために、放射性セシウムに曝露させて飼育した動物実験マウスから解析試料を作成した。放射線影響の指標として酸化ストレスマーカーを指標に体内の酸化ストレス状態とその防御機構の活性のバランスについて検討し、低線量放射線被ばくによる生体の応答反応について検討を行なった。野生ニホンザルの被ばく線量はモンテカルロシミュレーションおよび歯の電子スピン共鳴分析によって評価し、物理指標と生物指標の関連性から放射線影響について検討を行なった。酸化ストレス状態の変動と放射線影響との関連性を検討した学際共同研究である。
平野 辰巳*; 前田 壮宏*; 村田 哲之*; 山木 孝弘*; 松原 英一郎*; 菖蒲 敬久; 城 鮎美*; 安田 良*; 高松 大郊*
SPring-8/SACLA利用研究成果集(インターネット), 11(1), p.49 - 57, 2023/02
The temperature rise due to high current/power operations and stress caused by the expansion or contraction of electrodes by lithium (de)-intercalation is known to be a degradation factor in lithium-ion batteries (LIBs). Therefore, in this study, a new technique is proposed to simultaneously measure the internal temperature and stress in the 18650-type LIB during its operation. The operando measurement involved retaining a constant gage volume using rotating spiral slits, obtaining X-ray diffraction images using a highly sensitive two-dimensional detector, and employing the sin
method to separate the stress and change in temperature. During the charging process, at the 1C current rate, the anode expansion, owing to the lithium intercalation, induced the radial compressive stress in the Cu anode collector. The radial stress changes of the Cu anode collector were -31 MPa (compression) and 44 MPa (tensile) during the 1C charge and discharge processes, respectively. Moreover, the internal temperature, which was higher than the surface temperature, was calculated by considering the radial stress change during the battery operation. During the 4C cycle, the surface and internal temperatures rose by 26 degree and 42 degree, respectively. The results indicate that the internal temperature and stress in the 18650-LIB were successfully measured during battery operation.
廃炉環境国際共同研究センター; 量子科学技術研究開発機構*
JAEA-Review 2022-051, 78 Pages, 2023/01
JAEA-Review-2022-051.pdf:7.12MB
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3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始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「幹細胞動態により放射線発がんを特徴付ける新たな評価系の構築」の令和元年度から令和3年度の研究成果について取りまとめたものである。本課題は令和3年度が最終年度となるため3年度分の成果を取りまとめた。本研究では放射線発がんの起源細胞である幹細胞について、幹細胞とその子孫細胞を永続的にラベルできる細胞系譜追跡技術を用い、高線量~低線量放射線被ばく後の乳腺組織において、細胞の長期にわたるクローン性増殖をとらえそれを数理モデル解析することにより、被ばくした幹細胞の動態で放射線誘発乳がんを特徴付けることを目的としている。被ばく後の乳腺基底細胞と内腔細胞を観察したところ、どちらも時間と共に拡大するクローンサイズが被ばくにより減少し、特に内腔細胞では被ばく後12週において0.05Gyで有意にクローンサイズの減少が観察された。被ばくにより細胞分裂速度が速くなり、かつ、クローンサイズの減少とともに細胞系譜追跡で観察された細胞老化や分化異常が引き起こされると仮定した場合に、マウス実験で見られる増加するクローンサイズの抑制を満たしながら、発がんリスクが上昇することを見出した。以上の結果から、低線量被ばくの影響をとらえる実験系が構築できたと言える。また、放射線誘発乳がんリスクの増加は0.03Gyと0.05Gyの間にしきい線量があり、それ以上の線量でないと乳がんは増加しない可能性が示唆された。
垣内 一雄; 天谷 政樹; 宇田川 豊
Journal of Nuclear Materials, 573, p.154110_1 - 154110_7, 2023/01
被引用回数：0 パーセンタイル：0.09(Materials Science, Multidisciplinary)The irradiation growth behavior of coupon specimens prepared from improved Zr-based alloys for light-water reactor fuel cladding, which have various additive elements and fabrication conditions, was investigated by conducting an irradiation test at 573 and 593 K under typical PWR coolant conditions up to a fast-neutron fluence of 
7.8
10
(n/cm , E 
1 MeV) in the Halden reactor in Norway. Based on the dimensional change data measured at interim and final inspections, the amounts of irradiation growth of the improved Zr-based alloys were formulated from the viewpoint of engineering. The trends of the parameters which express the effects of additive elements on irradiation growth behavior were in good agreement with those previously reported, and it was found that the amount of irradiation growth can be expressed by using a summation rule of the effect of each additive element on irradiation growth.
Saha, P. K.; 岡部 晃大; 仲野谷 孝充; 菖蒲田 義博; 原田 寛之; 田村 文彦; 沖田 英史; 吉本 政弘; 發知 英明*
Journal of Physics; Conference Series, 2420, p.012040_1 - 012040_7, 2023/01
To reduce high residual radiation at the RCS injection are caused by the foil scattering uncontrolled beam loss during injection period, a smaller size foil by minimizing the injection beam size has been successfully implemented at 700 kW operation. The new scheme also gives a significant beam loss mitigation at the collimator and 1st arc sections by reducing the beam halos. A beam loss mitigation of 30% has been achieved at the injection and 1st arc sections, while it is more than 50% at the collimator section. The residual radiation at 700 kW operation was thus measured to be significantly reduced, which at the injection and 1st arc sections are especially important due frequent access to these areas for regular maintenance works. The new scheme has also been successfully in service for 800 KW operation at present. It gives a very stable operation of the RCS and will also be tested for 1 MW operation in June 2022.
佐藤 優樹; 寺阪 祐太
Journal of Nuclear Science and Technology, 14 Pages, 2023/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.09(Nuclear Science & Technology)The Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (FDNPS) suffered a meltdown in the aftermath of the large tsunami caused by the Great East Japan Earthquake that occurred on 11 March 2011. A massive amount of radioactive substance was spread over a wide area both inside and outside the FDNPS site. In this study, we present an approach for visualizing a radioactive hotspot on a standby gas-treatment system filter train, a highly contaminated piece of equipment in the air-conditioning room of the Unit 2 reactor building of FDNPS, using radiation imaging based on a Compton camera. In addition to fixed-point measurements using only the Compton camera, data acquisition while moving using an integrated Radiation Imaging System (iRIS), which combines a Compton camera with a simultaneous localization and mapping device and a survey meter, enabled the three-dimensional visualization of the hotspot location on the filter train. In addition, we visualized the hotspot and quantitatively evaluated its radioactivity. Notably, the visualized hotspot location and estimated radioactivity value are consistent with the accident investigation report of the FDNPS. Finally, the extent to which the radioactivity increased the ambient dose equivalent rate in the surrounding environment was explored.
廃炉環境国際共同研究センター; 名古屋大学*
JAEA-Review 2022-033, 80 Pages, 2022/12
JAEA-Review-2022-033.pdf:4.08MB
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3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(1F)の廃炉等を始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「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」の令和元年度から令和3年度の研究成果について取りまとめたものである。本課題は令和3年度が最終年度となるため3年度分の成果を取りまとめた。本研究では、1Fの廃炉を進めるにあたり把握する必要がある、原子炉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、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った。従来型の飛行時間型光ファイバ放射線センサについて、光ファイバの材質の検討及び光ファイバ径の小口径化を行うことで、高線量率・高散乱線環境へ適用可能なセンサを見出し、光ファイバの多チャンネル化を行うことで低線量率に対しても感度を維持できるシステムの構築を行った。加えて、1F原子炉建屋内に局所的に存在するSv/hオーダーを超える環境へ適用可能であり、さらには、飛行時間法のファイバ両端での受光の必要性という課題を解決する全く新しい方式のセンサとして、光ファイバの片側から光の波長スペクトルを読み出し、光ファイバ内での光の減衰量に波長依存性が存在することを利用して、放射線入射位置を逆推定する波長分解型光ファイバ放射線センサを開発した。
廃炉環境国際共同研究センター; 東京大学*
JAEA-Review 2022-032, 102 Pages, 2022/12
JAEA-Review-2022-032.pdf:9.83MB
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3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始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「燃料デブリ取り出し時における炉内状況把握のための遠隔技術に関する研究人材育成」の令和3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、燃料デブリ取り出し時における炉内状況把握のためのモニタリングプラットフォームの構築、およびプラットフォーム上を移動するセンサによる計測・可視化に関する研究開発を行う。また、このような研究課題に参画することによる研究教育、講義等の座学、施設見学の3つの柱で研究人材を育成することを目的とする。令和3年度は、主に令和2年度に取り組んだ基本設計および要素開発の改良に取り組むとともに、統合実験の準備を行った。
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 2022-031, 89 Pages, 2022/12
JAEA-Review-2022-031.pdf:8.45MB
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3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始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2年度に採択された「遮蔽不要な臨界近接監視システム用ダイヤモンド中性子検出器の要素技術開発」の令和3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、遮蔽不要な臨界近接監視モニター用中性子検出器の要素技術を開発することを目的としている。実機は軽量かつ最大1kGy/hの高
線環境下で数cps/nvの中性子検出感度が要求される。本研究では、炉雑音解析法からの要請を基にダイヤモンド中性子検出素子と耐放射線性集積回路技術を用いた信号処理・データ転送用集積回路を使用した計測要素を試作し、実機開発に必要なデータを取得する。また実機の使用を想定した臨界近接評価手法の検討も行う。令和3年度は、未臨界度測定手法についてFeynman-
法により線計数/中性子計数の割合
1の条件であれば、即発中性子減衰定数を測定できる見込みを得た。またシミュレーションにより定量評価を行い千個程度の中性子検出素子によって目標が達成されることを確認し、中性子検出素子の動作も確認した。これら検出素子の信号を高速で処理する1MGyまで動作する信号処理集積回路と512個検出素子が搭載できる基板を開発し集積回路を実装し全体の動作を確認した。1kGy/hの高線バックグランド下で動作するダイヤモンド検出素子に関しても、ダイヤモンド膜製造プロセス、電極生成プロセス等の改良により0.864kGy/hでの動作を確認した。
前川 藤夫
JAEA-Conf 2022-001, p.7 - 13, 2022/11
分離変換技術は、高レベル放射性廃棄物の減容、有害低減のための有望な技術である。原子力機構では、加速器駆動システム(ADS)と組み合わせで文永変換技術を開発している。ADSの実現可能性に影響を与える重要課題の1つに、加速器と未臨界炉心の境界をなす陽子ビーム窓がある。陽子ビーム窓は、高強度の陽子ビームと標的で生成した核破砕中性子、および鋼材に対し腐食性を有する高温の液体鉛ビスマス共晶合金の流動によって損傷を受ける。J-PARCでは、ADS環境下での材料損傷研究のため、400MeV、250kWの陽子ビームを入射する液体鉛ビスマス核破砕ターゲットを備えた陽子ビーム照射施設を計画している。本施設は、半導体デバイスのソフトエラー試験,RI製造,核分裂および核融合炉のための材料照射など、多様な目的にも利用できる。陽子ビームや核破砕中性子を使った核データ研究への応用も多様な用途の一つであり、核データコミュニティからの優れたアイデアを歓迎する。
中村 詔司; 芝原 雄司*; 遠藤 駿典; 木村 敦
Journal of Nuclear Science and Technology, 59(11), p.1388 - 1398, 2022/11
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)本研究は、放射性核種の
Npを取り上げて、よく熱化された中性子場を用いて放射化法によりNpの熱中性子捕獲断面積を測定した。Npの標準溶液を、照射試料に用いた。照射位置の中性子束は、
Sc, 
Co, 
Mo, 
Taそして
Auを、中性子束モニタに使用した。Np試料とモニタを一緒に、京都大学研究炉の黒鉛照射設備にて30分間照射した。同様の照射を2回繰り返した。照射後に、Np試料を、それと放射平衡の関係にある
Paからの312keVガンマ線を測定して定量した。Npの反応率を、生成された
Npから放出されるガンマ線の収量から求めた。Npの熱中性子捕獲断面積は、2回照射の結果の加重平均を取って173.8
4.4barnと導出された。この結果は、飛行時間法により測定されたデータと、誤差の範囲で一致した。
峯尾 英章
日本原子力学会誌ATOMO
, 64(11), p.617 - 621, 2022/11
「もんじゅ」の廃止措置が決定された2016年12月にこのサイトを活用して新たに試験研究炉を設置することが原子力関係閣僚会議で決定された。その後、文部科学省により調査が行われ、中性子ビーム利用を主目的とする中出力炉に絞り込まれた。これを受けて、文部科学省は試験研究炉の概念設計と運営の在り方に関する検討を行う委託を公募し、原子力機構は、京都大学,福井大学とともに委託事業の中核的機関と位置づけられ、2020年から取組を続けている。本稿では、概念設計と運営の在り方に関する検討の体制や取組状況を述べる。
Lu, K.; 高見澤 悠; 勝山 仁哉; Li, Y.
International Journal of Pressure Vessels and Piping, 199, p.104706_1 - 104706_13, 2022/10
被引用回数：1 パーセンタイル：62.72(Engineering, Multidisciplinary)A probabilistic fracture mechanics (PFM) analysis code PASCAL was developed in Japan for probabilistic integrity assessment of reactor pressure vessels (RPVs) in pressurized water reactors (PWRs) considering neutron irradiation embrittlement and pressurized thermal shock (PTS) transients. To strengthen the practical applications of PFM methodology in Japan, PASCAL has been upgraded to a new version, PASCAL5, which enables PFM analyses of RPVs in both PWRs and boiling water reactors (BWRs) subjected to a broad range of transients, including PTS and normal operational transients. In this paper, the recent improvements in PASCAL5 are described such as the incorporated stress intensity factor solutions and corresponding calculation methods for external surface cracks and embedded cracks near the RPV outer surface. In addition, the analysis conditions and evaluation models recommended for PFM analyses of Japanese RPVs in BWRs are investigated. Finally, PFM analysis examples for core region of a Japanese BWR-type model RPV subjected to two transients (i.e., low-temperature over pressure and heat-up transients) are presented using PASCAL5.
鈴木 健太; 八代 大*; 川端 邦明
Proceedings of International Topical Workshop on Fukushima Decommissioning Research (FDR2022) (Internet), 4 Pages, 2022/10
This paper describes a development of PHITSPlugin for the radiation behavior calculation. The developed plugin calculates a dose distribution in conjunction with Choreonoid which is a physical simulator. It was developed to contribute to estimate an integral radiation dose on the robots. We discuss a procedure for calculating the dose distribution. Also, we demonstrate to calculate the dose distribution by utilizing experimental examples.
直江 崇; 木下 秀孝; 涌井 隆; 粉川 広行; 羽賀 勝洋
JAEA-Technology 2022-018, 43 Pages, 2022/08
JAEA-Technology-2022-018.pdf:7.84MB
大強度陽子加速器研究施設(Japan Proton Accelerator Research Complex, J-PARC)の物質・生命科学実験施設に設置されている核破砕パルス中性子源水銀ターゲットでは、高エネルギー陽子線入射時に水銀中に発生する圧力波が引き起こすキャビテーションによって、ステンレス鋼製のターゲット容器内壁に激しい壊食損傷が生じる。陽子線強度の増加と共に攻撃性が高くなるキャビテーションが引き起こす壊食損傷によって、熱応力を低減するために厚さ3mmで設計されたターゲット容器先端部では、長時間の運転により壊食痕からの水銀漏洩や、壊食痕を起点とした疲労破壊などが生じる懸念がある。これまでに、高出力での長期的な安定運転を実現するために、キャビテーションによる壊食損傷を低減するための取り組みとして、容器内壁への表面改質の適用や、水銀中への微小気泡注入によりキャビテーションの発生源である圧力波の抑制、先端部の2重壁構造化を進めてきた。損傷低減化技術の効果を確認するために容器内壁に形成された損傷を観察する必要があるが、中性子源の運転中に内部を観察することは不可能であるため、運転を終えたターゲット容器の先端部から試験片を切出し、内壁の観察を実施している。ターゲット容器の破損による水銀の漏洩を防ぎつつ、運転出力によって変化する適切な容器の交換時期を検討するためには、運転出力と損傷の関係を明らかにすることが必要である。これまでに、高放射線環境で遠隔操作可能な試験片切出し装置を開発し、実機水銀ターゲット容器からの切出しを通じて、遠隔操作性や、より確実に試験片を切出すための切削条件の検討や切出し手法の改良を重ねてきた。本報では、実機ターゲットでの作業経験、及びモックアップ試験の結果に基づいて改良した遠隔操作による水銀ターゲット容器先端部からの試験片切出し手法に加えて、これまでに実機から試験片を切出した結果の概要についてまとめる。
廃炉環境国際共同研究センター; 岡山大学*
JAEA-Review 2022-017, 56 Pages, 2022/08
JAEA-Review-2022-017.pdf:6.39MB
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「再臨界前の中性子線増に即応可能な耐放射線FPGAシステムの開発」の令和2年度分の研究成果について取りまとめたものである。本研究では集積回路技術に光技術を導入し、1Gradのトータルドーズ耐性を持つ耐放射線光電子FPGAと光技術を用いずに既存の集積回路技術のみで200Mradのトータルドーズ耐性を実現する耐放射線リペアラブルFPGAの2つの開発を行う。日本の研究チームは耐放射線FPGAとハードウエア・アクセラレーションの面でイギリスの研究チームを支援する。イギリスの研究チームは日本の支援を受け、強ガンマ線環境下で使用でき、再臨界前の中性子線増を瞬時に検知可能なFPGAを用いた中性子線モニタリングシステムを実現する。この中性子線モニタリングシステムを日本側の耐放射線FPGAと組み合わせ、再臨界前の中性子線増に即応できる耐放射線FPGAシステムを実現する。
