Measurement of the response of a Li-glass detector to gamma rays by a coincidence method

伊藤 史哲*; Lee, J.; 弘中 浩太; 高橋 時音; 鈴木 敏*; 持丸 貴則*; 堀 順一*; 寺田 和司*; 小泉 光生

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 1064, p.169465_1 - 169465_9, 2024/07

https://doi.org/10.1016/j.nima.2024.169465

The response of a gamma-ray spectrometer is generally determined by analyzing full-energy peaks. However, full-energy peaks cannot be measured easily in the case of scintillation detectors that consist of light elements, such as glass scintillators. Only a strong Compton plateau appears in the spectrum of such detectors. Therefore, Compton edgers were used to evaluate the response of these detectors. The response of a low-resolution Li-glass detector to gamma rays was measured for the first time by a coincidence method with a high-resolution LaBr:Ce detector using cascade gamma rays (2.75 and 1.37 MeV) from a Na source. Coincidence gates were applied at the peaks of the spectrum of the LaBr:Ce detector at the 0.51 MeV annihilation peak, and the sum peaks of a gamma ray and a backscattered gamma ray. By analyzing the gated spectra of the Li-glass detector, the energy-dependent detector response (i.e., the output strength and its dispersion) was determined.

Current status of development in the 3D seismic isolation applied to SFRs

山本 智彦; 渡壁 智祥; 宮崎 真之; 岡村 茂樹; 宮川 高行; 横井 忍*; 深沢 剛司*; 藤田 聡*

Mechanical Engineering Journal (Internet), 11(2), p.23-00393_1 - 23-00393_21, 2024/04

https://doi.org/10.1299/mej.23-00393

A sodium-cooled fast reactor (SFR) considers adopting 3-dimensional seismic isolation devices for withstanding seismic loads not only horizontal but also vertical direction. A seismic isolation device consists of a laminated rubber bearing and horizontal oil dampers for horizontal direction, coned disc springs and vertical oil dampers for vertical direction, respectively. In order to investigate the performance of each component and the feasibility of integrated system for SFR, the experiments such as load-displacement tests, vibrating tests, etc., to each component of seismic isolation devices and seismic response analysis are carried out. As those experimental results, the mechanical characteristics of each component and the devices are grasped, then it is demonstrated that components and devices have expected performances to reduce the seismic loading within the design range. As the analytical results of seismic response, it is indicated that this 3-dimesional seismic isolation device and system can reduce the seismic response on horizontal and vertical simultaneously. Based on the analytical studies and experimental results, the feasibility of newly developed 3-dimensional seismic isolation system is obtained and the prospect of practical application of 3D seismic isolation system for fast reactor is implied in this paper.

Development of new containment tents for rapid worker evacuation from the workspace in emergencies at plutonium fuel handling facilities

柴沼 智博; 平野 宏志*; 木村 泰久; 會田 貴洋; 吉田 将冬; 永井 佑哉; 北村 哲浩

保健物理(インターネット), 58(2), p.91 - 98, 2023/08

https://doi.org/10.5453/jhps.58.91

原子力機構プルトニウム燃料技術開発センターは、簡易に組み立てられる緊急避難用グリーンハウス(GH)を開発した。本稿では本GHを開発するに至った背景について述べた後、従来の緊急避難用GHの具体的な問題点を整理し、それらをどのように改良・改善し新たなGHを開発したかを説明した。また、本GHを実際に運用することで出現した新たな問題点についても触れ、施した更なる改良・改善内容を紹介した。

Efforts for appropriate responses to safeguards activities, 1; Overview

青木 里英; 白藤 雅也; 野崎 天生; 阿久津 成美*; 宮地 紀子; 中村 仁宣

Proceedings of INMM & ESARDA Joint Annual Meeting 2023 (Internet), 7 Pages, 2023/05

In order to ensure transparency in the peaceful use of nuclear materials in Japan, it is important to appropriately respond to safeguards activities conducted by the IAEA/Japan. In order to strengthen activities to appropriately respond to safeguards activities, JAEA has started the following one activity of (1) for all employees in JAEA to promote understanding and raise awareness of safeguards and three activities of (2) for the employees involved in safeguards activities to appropriately respond on-site to the activities since FY2020: (1) Education on the basis of safeguards, (2-1) Lectures, (2-2) Case studies and (2-3) Standardization of procedures related to safeguards response. In Activity (1), the employees were required to understand Safeguards framework, safeguards activities and provisions of information to Nuclear Regulation Authority in Japan with developed education material, and to pass a confirmation test in FY2022. Accordingly, it was confirmed that understanding for safeguards was successfully promoted since 100% employees passed the test. In Activity (2-1), lectures were provided by experts of safeguards to make the employees reacknowledged the importance of transparency in the peaceful use of nuclear materials and the effect of inappropriate response to safeguards activities. In Activity (2-2), a material for case studies was developed including examples of inappropriate response to safeguards activities and the case studies were conducted by the employees based on the material for recognizing familiar risks of safeguards. The result of questionnaire in FY2022 indicated participants tended to become deeply understanding of familiar risk in each site through the case studies. In Activity (2-3), standard safeguards procedure for whole JAEA was developed to improve the procedures in each site based on the standard procedure and to standardize the response to safeguards throughout JAEA.

Preliminary deformation analysis of the reactor vessel due to core debris accumulation onto the reactor vessel bottom for sodium-cooled fast reactor

小野田 雄一; 山野 秀将

Proceedings of 12th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS12) (Internet), 9 Pages, 2022/10

原子力機構におけるナトリウム冷却高速炉の設計では、シビアアクシデントが生じた場合に、さまざまな設計対策により損傷炉心物質を原子炉容器内で安定的に冷却する方針(炉容器内保持: IVR)をとっている。IVRに失敗する可能性は非常に低いものの、確率論的リスク評価の研究では、IVRの失敗を含むさまざまなシナリオの検討が必要となる。そこで本研究では、原子炉容器内におけるデブリの安定冷却に関わる事象スペクトルを幅広く検討するため、コアキャッチャーのスカート部にデブリが堆積する場合の原子炉容器の変形・破損挙動を、構造解析コードFNAS-STARを用いて数値的に解析した。原子炉容器の破損条件を調査する観点から、出力密度の異なる2ケースの解析を実施した。今回の想定条件下における高出力密度のケースでは、原子炉容器の温度が約1100Cに達すると原子炉容器が大幅に変形し、その破損判断基準に到達した。

Boundary condition free homogenization and evaluation of its performance in fast reactor core analysis

丸山 修平

Proceedings of International Conference on Physics of Reactors 2022 (PHYSOR 2022) (Internet), 10 Pages, 2022/05

本論文は新しい均質化法「Boundary Condition Free Homogenization (BCFH)」を提案した。従来の均質化法では、セル計算において特定の境界条件または周辺領域を仮定することにより、炉心計算とセル(集合体)計算を分離している。これらの仮定にはあいまいさや近似があり、評価結果の精度の低下を引き起こす原因にもなる。BCFHはこれらの問題を回避し、均質化等に係るセル計算の精度を向上させることを目的としている。著者は反応率保存に関連するセル内の物理量が流入部分中性子流に対して保存されるという条件を課した。すなわち、セル平均中性子束と流出部分中性子束の応答行列は均質-非均質系で同じになるものとした。これにより得られる断面積,SPH因子,不連続因子等の均質化パラメーターは特定の境界条件に依存しなくなる。このようにして得られた新しい均質化パラメータは、従来のベクトル形式から行列形式に拡張されたものとなる。BCFHの性能を調査するために、我が国のナトリウム冷却高速炉の炉心概念を使用して数値実験を行った。その結果、BCFHは従来の方法と比較して制御棒の反応度価値や反応率分布を評価するのに特に有効であることがわかった。この結果に基づき、BCFHは炉心解析における1つの有望な均質化の概念になりえると結論付けた。

鉄筋コンクリート耐震壁に対する等価線形解析の適用性検討; 原子炉建屋耐震壁終局応答試験の三次元有限要素法シミュレーション解析

市原 義孝*; 中村 尚弘*; 森谷 寛*; 堀口 朋裕*; 崔 炳賢

日本原子力学会和文論文誌, 21(1), p.1 - 14, 2022/03

AA2020-0911.pdf:8.99MB

https://doi.org/10.3327/taesj.J20.038

本研究は、鉄筋コンクリート構造物の非線形性の影響を近似的に等価線形解析手法による地震応答解析で評価することを目的に、1996年にOECD/NEAによる国際解析コンペで使用された原子炉建屋耐震壁終局応答試験の三次元有限要素法によるシミュレーション解析を実施した。耐震壁の等価剛性及び等価減衰は、日本電気協会が提案するトリリニア型スケルトンカーブ、Cheng et al.が提案する履歴曲線より求め、せん断ひずみ調整ファクターは感度解析より0.70に決定した。その結果、せん断ひずみ=2.010程度までの試験体上部の卓越振動数,最大応答加速度,最大応答変位,慣性力-変位関係,床応答スペクトルを良く再現できることを明らかにした。本報における等価線形解析は、=4.010程度の終局破壊時の最大応答変位を過小評価している。このため、破壊直前の急激な変位の増大を含む試験結果の評価に本手法を適用する場合は、その適用性に十分留意する必要がある。

Outline of guideline for seismic response analysis method using 3D finite element model of reactor building

崔 炳賢; 西田 明美; 塩見 忠彦; 川田 学; Li, Y.

Proceedings of 28th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 28) (Internet), 7 Pages, 2021/08

https://doi.org/10.1115/ICONE28-61786

原子力施設における建物・構築物の耐震安全評価においては、従来より質点系モデルが用いられてきた。しかしながら、従来法では原子力施設内の設備の設置位置における局所的な応答等の精緻な評価を行うことは困難である。この観点から、原子力施設の耐震安全評価における3次元詳細モデルの活用が期待されている。しかしながら、3次元詳細モデルを用いて得られる解析結果は、解析者によりばらつきが大きいことが報告されており、解析手法の標準化による解析結果の品質の確保が急務となっている。そこで、原子力機構では、原子炉建屋の3次元詳細モデルを用いた地震応答解析手法に関わる標準的解析要領案(標準案)の作成に取り組んでいる。標準案は、本文,解説、およびいくつかの附属書で構成されており、建屋3次元詳細モデルを用いた地震応答解析の実施手順,推奨事項,留意事項,技術的根拠等が含まれている。本稿では、標準案の概要と、標準案に基づく適用事例を紹介する。

原子力緊急時における公衆の被ばく線量評価に関する調査と検討

橋本 周; 木名瀬 栄; 宗像 雅広; 村山 卓; 高橋 聖; 高田 千恵; 岡本 明子; 早川 剛; 助川 正人; 久米 伸英*; et al.

JAEA-Review 2020-071, 53 Pages, 2021/03

JAEA-Review-2020-071.pdf:2.72MB

原子力機構は、災害対策基本法及び武力攻撃事態対処法に基づく指定公共機関として、原子力災害や放射線緊急事態が発生した場合には、災害対応に当たる国や地方公共団体の要請に応じて人的・技術的支援を行う。防災基本計画及び原子力災害対策マニュアルでは、原子力機構は原子力緊急時において公衆の被ばく線量の推計・把握を支援することが要求されている。しかし、その支援について、基本方策,調査対象,調査方法,実施体制等について具体的かつ詳細には検討されていない。本報告では、公衆の緊急時被ばく線量の推計・把握に関する技術的支援について、原子力緊急時支援・研修センター内に設置された「緊急時の線量評価検討WG」において調査・考察した結果を報告することにより、国や地方公共団体、及び原子力機構内における今後の具体的かつ詳細な検討及び活動に貢献することを目的とする。

アジア原子力安全ネットワーク緊急時対応関連グループ提案に基づく2006年-2017年国際原子力機関アジア地域ワークショップの概要

奥野 浩; 山本 一也

JAEA-Review 2020-066, 32 Pages, 2021/02

JAEA-Review-2020-066.pdf:3.01MB

国際原子力機関(International Atomic Energy Agency、略称: IAEA)は、アジア原子力安全ネットワーク(Asian Nuclear Safety Network、略称: ANSN)の活動を2002年から実施している。その一環としてANSNの下に原子力あるいは放射線災害を対象とする平時の備えと緊急時への対応に関するグループ(Topical Group on Emergency Preparedness and Response、略称: EPRTG)を2006年に設立した。EPRTGの提案に基づきIAEAは2006年から2017年までの12年間に23件のアジア地域ワークショップを実施した。緊急時対応に関するテーマ分野には、原子力防災訓練,緊急時医療,原子力・放射線緊急事態後の長期的対応,国際協力,国の原子力防災体制整備などがあった。日本原子力研究開発機構は、RPRTG設立当初からコーディネータを輩出し、その活動を主導してきた。本報告書は、EPRTGの提案に基づきIAEAが2017年までに実施したアジア地域ワークショップの概要をまとめたものである。