遮蔽不要な耐放射線性ダイヤモンド中性子計測システムのプロトタイプ開発(委託研究); 令和5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; 北海道大学*

JAEA-Review 2025-028, 66 Pages, 2025/11

JAEA-Review-2025-028.pdf:3.59MB

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5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、令和5年度に採択された研究課題のうち、「遮蔽不要な耐放射線性ダイヤモンド中性子計測システムのプロトタイプ開発」の令和5年度分の研究成果について取りまとめたものである。本研究は、1F廃炉事業で強いニーズのある遮蔽不要な中性子計測システムのプロトタイプを開発する。本システムは、ダイヤモンド中性子検出素子と耐放射線性シリコン集積回路から構成され、部品レベルでは積算線量でそれぞれ10MGy以上、4MGy以上の耐放射線性を有し、1.5kGy/hの線線量率環境下で安定動作した実績を持つ。将来的な用途として、デブリ調査用中性子検出器、臨界近接監視モニタ、圧力容器内ドライチューブ調査用中性子検出器等への適用が想定される。本開発では、5mm角相当のダイヤモンド検出素子100枚規模からなるプロトタイプを開発し、システム構築技術の獲得とシステム性能を評価する。併せて未臨界度評価手法の開発も進める。これによりシステム開発までを完了し、メーカーとの連携による実機開発、1F廃炉事業への投入につなげる。令和5年度は、合成装置の電源改修や2cm角以上の合成範囲での検出器グレードのダイヤモンド単結晶合成条件を探索し、中性子・荷電粒子コンバータの合成条件を探索した。積層型ダイヤモンド検出素子の開発では、メタン濃度(CH/H)、酸素濃度(O/C)が積層型構造のp-層中の不純物濃度や表面形態に与える影響を調べ、さらに中性子検出素子用信号処理集積回路では、特性ばらつきを評価し、キャリブレーション手法を検討した。また、臨界近接監視法の開発では、1Fにおける燃料デブリ取り出し作業時の臨界近接監視を行うための方法論の検討を進め、線照射試験では、照射場の整備を進めた。中性子感度測定試験では、必要な照射設備や照射方法等について参画機関と協議し、試験環境の整備を進めた。

Updating fission product chemistry database based on recent investigation in Fukushima-Daiichi Nuclear Power Station, 3; High-temperature thermochemistry of CaCO-CsOH

Rizaal, M.; Luu, V. N.; 中島 邦久; 三輪 周平

Proceedings of International Topical Workshop on Fukushima Decommissioning Research 2024 (FDR2024) (Internet), 4 Pages, 2024/10

Thermochemistry prevailing between gaseous CsOH and concrete main chemical phase CaCO at temperatures up to 570C was investigated with various scenarios using the thermogravimetric method. The aim was to elucidate the decreasing behavior of cesium (Cs) trapping on CaCO observed in the transpiration method. A quasi-two-compartment platinum crucible was developed to realize co-measurements of both CsOH and CaCO during thermal treatment. Post-test X-ray diffraction was conducted to identify the chemical compound formed on the CaCO precursor. The early presence (timely sensitivity) of CsOH near the heated surface of CaCO was found to play a key role in the trapping (in the form of CsCO). Such a factor is crucial because, otherwise, the Ca(OH) would predominate the surface upon CaCO decomposition where leading to no reaction with CsOH.

Experimental determination of deposition velocity of CsOH aerosols on CaCO at temperature range 170 - 290C

Luu, V. N.; 中島 邦久

Nuclear Engineering and Design, 426, p.113402_1 - 113402_7, 2024/09

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2024.113402

A field assessment at the Fukushima-Daiichi Nuclear Power Station revealed high radioactivity on the concrete shield plugs, which is estimated above 20 PBq for Cs-137 at units 2 and 3. This leads to significant interest in the retention of Cs on concrete during severe accidents (SA). However, the interaction of CsOH, as one of the main Cs forms released in SA, with concrete surfaces at elevated temperatures remains poorly researched. In this study, we have experimentally investigated the deposition behavior of CsOH on CaCO, which is the primary phase existing on the surface of concrete, under humid atmosphere. As a result, the chemical reaction enhanced deposition rate (N), and increased linearly with CsOH concentration (C), as following expression: N(g/cms) = vC, where v is temperature-dependent deposition velocity as given by ln v (cm/s) = -3785.8/T + 3.766, for T in the range of 170 and 290 C. This empirical model can be integrated into severe accident codes to quantify the chemical trapping of cesium on concrete surfaces during ex-vessel release. Moreover, it can contribute to understanding the reasons behind the high dose rate on concrete shield plugs at the Fukushima Daiichi Nuclear power stations and aid in developing effective decommissioning practices for concrete structures.

Characterization of Cs deposits formed by the interaction of simulated fission product CsOH in the gas phase and concrete at 200C

Luu, V. N.; 中島 邦久

Mechanical Engineering Journal (Internet), 11(2), p.23-00446_1 - 23-00446_11, 2024/01

https://doi.org/10.1299/mej.23-00446

Cesium distribution is crucial for decommissioning Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (1F). Several experimental studies confirmed Cs retention on stainless steels by performing chemical reactions at high temperatures (typically above 800C)), but the Cs retention on concrete, used in large quantities in light water reactors, is not fully understood. This study demonstrated that Cs might have been deposited and retained on the concrete structures where the temperature was not so high during the 1F accident. Results showed that the CsOH/concrete interaction at around 200C occurred in water-insoluble Cs-(Al,Fe)-Si-O deposits and water-soluble phases, i.e., cesium carbonate hydrate and possibly cesium silicate if Al and Fe are not present. CsOH might be trapped on concrete by chemical reaction with CaCO to form CsCO hydrate, and with aluminosilicate and SiO(quartz) to form Cs-Al-Si-O and Cs-Si-O deposits, respectively. This output could help elucidate the trapping mechanism that caused extremely high radioactivity on concrete shield plugs at 1F and develop an effective decommissioning practice for concrete structures.

Study on cesium compound formation by chemical interaction of CsOH and concrete at elevated temperatures

Luu, V. N.; 中島 邦久

Journal of Nuclear Science and Technology, 60(2), p.153 - 164, 2023/02

https://doi.org/10.1080/00223131.2022.2089263

Recently, extremely high dose rates were detected in the three-layer concrete plugs of Units 2 and 3 at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant. The high dose rates suggest that there are some trapping effects of radioactive materials on shield plugs when gas species and aerosols (e.g., CsOH, CsI) are released from reactor through the plug layers. To determine the trapping mechanism, concrete and commonly used aggregate and minerals are pulverized and mixed with CsOH, followed by heating at different temperatures to clarify the chemical interaction. The results showed that interactions of CsOH and CaCO in concrete occurred even at room temperature to form CsCO(HO). The interaction with aggregates occurred above 100C and resulted in the formation of CsAlSiO. Additionally, amorphous and crystalline SiO interacted with CsOH, forming a glass-like product above 200C. These results suggest that formation of CsCO(HO) would be one of the main trapping mechanism at shield plugs because CaCO is commonly formed on concrete surface and reacts with CsOH at room temperature.

最近のRPT誌レビュー論文から; PHITSの医学物理計算への応用

古田 琢哉

医学物理, 41(4), P. 194, 2021/12

https://doi.org/10.11323/jjmp.41.4_194

粒子・重イオン輸送計算コードPHITSは、近年における放射線の医学利用の高まりを受けて医学分野での利用例が増大しており、当該分野で有効な計算機能も開発されてきた。このような研究に関係する成果を、2021年にRadiological Physics and Technology誌で発表した「PHITSの医学物理計算への応用」と題するレビュー論文にまとめた。その後、日本医学物理学会の編集委員会より、この論文の内容を国内の関係者へ周知する紹介記事の投稿依頼があった。そこで、レビュー論文で報告したPHITSを利用した医学物理分野での応用例や有益なPHITSの機能、そしてユーザー間の情報交換の目的のために解説したPHITSフォーラムの情報等を日本医学物理学会誌で紹介する。

3GeVシンクロトロンビーム入射部への遮蔽体設置作業

仲野谷 孝充; 神谷 潤一郎; 吉本 政弘; 高柳 智弘; 谷 教夫; 古徳 博文*; 堀野 光喜*; 柳橋 享*; 竹田 修*; 山本 風海

Proceedings of 18th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.238 - 242, 2021/10

J-PARC 3GeVシンクロトロン加速器ではビーム出力の増強に伴い、ビーム入射部付近では放射化による機器の表面線量と空間線量率が年々増加している。一方でビーム入射部には人の手によるメンテナンスが欠かせない機器が多数存在しており、作業者の被ばく低減が重要な課題であった。特に今後、本加速器の設計値である1MWで定常的な運転をしていくとさらなる機器の放射化が予想されるため、作業者の被ばくを低減するには遮蔽体の設置が必須である。遮蔽体の形状、設置方法等について検討を重ねた結果、ビームライン架台に対して取り外し可能な遮蔽体を設置することとした。そして、2020年夏季メンテナンス期間に遮蔽体の設置作業を実施した。遮蔽体の設置作業は高線量下で行われるため、作業員の被ばく量を抑えることが重要な課題であった。被ばく低減を図るため、入念に作業計画と作業手順を作成し、また、作業期間中も様々な被ばく低減対策と個々の被ばく管理を行った。これにより、作業者の最大の被ばく線量を管理目標値以下に抑えて作業を完遂することができた。遮蔽体設置後に遮蔽効果を検証した結果、この遮蔽体によって入射部近傍での被ばく線量が大幅に低減することが確認できた。本発表では設置した遮蔽体の概要、設置作業に係る作業管理・放射線管理及び遮蔽効果について報告する。

浅地中処分のためのJPDR生体遮蔽コンクリートの放射能評価手法の検討

河内山 真美; 岡田 翔太; 坂井 章浩

JAEA-Technology 2021-010, 61 Pages, 2021/07

JAEA-Technology-2021-010.pdf:3.56MB
JAEA-Technology-2021-010(errata).pdf:0.75MB

原子炉施設の解体廃棄物の浅地中処分にあたっては、廃棄物中の放射能インベントリを評価することが必要である。本報では、JPDRの解体で発生した生体遮蔽コンクリートのうち炉心に近い部分について、浅地中処分のための放射能評価手法を検討するとともに、埋設処分の際の処分区分を判断するために、計算による放射能評価を行った。本計算では、中性子/光子輸送計算コードDORTと核種生成消滅計算コードORIGEN-Sを用いて放射化放射能計算を行い、対象コンクリートの放射能濃度を評価した。DORT計算ではJENDL-4.0から作成されたMATXSLIB-J40ファイルから断面積ライブラリを作成し、ORIEGN-Sでは、SCALE6.0付属の断面積ライブラリを用いた。評価した放射能濃度を過去の報告書における測定値と比較したところ、半径方向においては数倍程度高い場所があったものの全体的に傾向が一致しており、垂直方向においては大変よく一致することが確認できた。また、対象コンクリート廃棄物の平均放射能濃度Di(Bq/t)と浅地中処分で評価対象とされている140核種に対する基準線量相当濃度の試算値Ci(Bq/t)を比較評価した結果、対象コンクリート廃棄物は全体の約2%を除けばトレンチ処分が可能であると見通しが得られた。さらに、核種毎の相対重要度(Di/Ci)から、トレンチ処分における重要核種を予備的に選定した結果、H-3, C-14, Cl-36, Ca-41, Co-60, Sr-90, Eu-152, Cs-137の8核種を重要核種として選定した。

Total cross section model with uncertainty evaluated by KALMAN

橋本 慎太郎; 佐藤 達彦

EPJ Web of Conferences, 239, p.03015_1 - 03015_4, 2020/09

https://doi.org/10.1051/epjconf/202023903015

モンテカルロ法に基づいた粒子輸送計算コードは、加速器施設の遮蔽計算等の目的で盛んに利用されている。計算結果の信頼性を評価するためには、計算で用いた試行回数によって決まる統計的不確かさだけでなく、計算で使用される全断面積モデル等の不確かさに起因する系統的不確かさも評価する必要がある。我々は、全断面積の実験値を参照しながら最小自乗法に基づいたKALMANコードを利用することで、内部パラメータに不確かさの幅をもつ全断面積モデルを開発した。新規モデルで計算した全断面積の不確かさは実験値の誤差と同程度であり、不確かさの幅の範囲で内部パラメータを変動させながら輸送計算を実行することで、計算結果における系統的不確かさを適切に評価できることが分かった。

Estimation method of systematic uncertainties in Monte Carlo particle transport simulation based on analysis of variance

橋本 慎太郎; 佐藤 達彦

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(4), p.345 - 354, 2019/04

https://doi.org/10.1080/00223131.2019.1585989

モンテカルロ法に基づいた粒子輸送シミュレーションは、加速器施設の遮蔽計算等の様々な目的で利用されている。モンテカルロ法による計算結果の信頼性を定量的に評価するためには、試行回数によって決まる統計的不確かさに加えて、計算で使われる反応断面積や計算の入力情報となる遮蔽材の密度がもつ誤差の影響を系統的不確かさとして求める必要がある。本研究の評価方法は分散分析に基づいており、これを鉄やコンクリートを遮蔽材とする中性子の遮蔽計算の解析に適用し、統計的及び系統的不確かさの両方を評価可能であることを示した。その際、入力情報の値を誤差の範囲で変動させるランダム条件法の他、三条件(中央値,上限値及び下限値)のみ変動させる三条件法を提案した。ランダム条件法は計算体系に関わらず適切に系統的不確かさが評価できるものの長い計算時間を必要とするのに対し、入力情報の誤差の影響が複雑な場合を除いて、三条件法は計算時間を抑えてランダム条件法と同じ評価結果を与えることがわかった。さらに、試行回数を増加させた場合の収束状況を判断できる新しい基準値を示し、必要最小限の計算時間で収束した評価結果が得られることを明らかにした。