Calculating off-axis efficiency of coaxial HPGe detectors by Monte Carlo simulation

Omer, M.; 静間 俊行*; 羽島 良一*; 小泉 光生

Radiation Physics and Chemistry, 198, p.110241_1 - 110241_7, 2022/09

https://doi.org/10.1016/j.radphyschem.2022.110241

In beam geometries where a directed -ray beam hits the surface of a coaxial high purity germanium detector (HPGe), the detector efficiency is sensitive to the position where -rays initially hit the detector surface because the structure of the detector is nonuniform. This may cause inaccuracy of the detector efficiency when measured using standard sources that are point-like sources emitting -rays isotropically. Obtaining a precise estimation of the full energy peak efficiency of the coaxial HPGe detector in the beam geometry for on-axis and off-axis measurements requires a Monte Carlo simulation. We performed a Monte Carlo simulation that calculates the detector efficiency in the beam geometry. The effects of the off-axis distance and -ray beam size on the efficiency are quantitatively analyzed. We found that the intrinsic efficiency in the beam geometry is maximized when the beam hits the detector at specific off-axis distances. Our Monte Carlo calculations have been supported by a nuclear resonance fluorescence experiment using laser Compton scattering -ray beam.

原子力科学研究所における原子力施設管理の継続的改善活動(2021年)

施設管理最適化タスクフォース

JAEA-Technology 2022-006, 80 Pages, 2022/06

JAEA-Technology-2022-006.pdf:4.24MB

2020年4月1日の原子炉等規制法改正とその経過措置を経て2020年度から始められた新しい原子力規制検査制度(新検査制度)に的確に対応するとともに、その運用状況を施設管理の継続的改善に反映していくため、日本原子力研究開発機構原子力科学研究所に「施設管理最適化タスクフォース」を設置し、2020年11月から課題の整理及び改善策の検討を行った。2021年のタスクフォース活動では、新検査制度の基本方策の一つ「グレーデッドアプローチ」を考慮しつつ、「保全重要度分類とそれに基づく保全方式及び検査区分」並びに「施設管理目標(保安活動指標PI)の設定及び評価」について課題を整理した上で具体的な改善提案を取りまとめた。これら検討結果については、原子力科学研究所の所管施設(試験研究炉、核燃料使用施設、放射性廃棄物取扱施設)の施設管理に適宜反映し、その運用状況を踏まえ更なる改善事項があれば、翌年度以降の活動に反映していくこととする。

合金相を含む燃料デブリの安定性評価のための基盤研究(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; 東北大学*

JAEA-Review 2022-009, 73 Pages, 2022/06

JAEA-Review-2022-009.pdf:2.08MB

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(以下、「福島第一原発」という)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「合金相を含む燃料デブリの安定性評価のための基盤研究」の平成30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(令和3年度まで契約延長)。本課題は令和3年度が最終年度となるため4年度分の成果を取りまとめた。本研究は、福島第一原発炉内にて、SUS配管や圧力容器等の構造材と溶融した燃料や被覆管成分が高温で反応して形成された合金相を含む燃料デブリに着目し、UO-SUS系やUO-Zr(ZrO)-SUS系の模擬デブリを高温熱処理により合成し、化学的特性や水中への溶出挙動を測定するとともに、模擬デブリの酸化物相および合金相の経年変化を分光学的に分析する研究・開発を行う。

レーザー蛍光法を用いた燃料デブリ変質相の同定(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; 東京大学*

JAEA-Review 2022-007, 59 Pages, 2022/06

JAEA-Review-2022-007.pdf:2.09MB

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、平成30年度に採択された「レーザー蛍光法を用いた燃料デブリ変質相の同定」の平成30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(令和3年度まで契約延長)。本課題は令和3年度が最終年度となるため4年度分の成果を取りまとめた。本研究は、デブリの主要構成元素であるウランに着目し、酸化的環境で安定な6価ウラン(U(VI))に選択的な時間分解型レーザー蛍光分光(TRLFS)法を用い、様々な条件下でデブリ表面に生成する変質相の同定を行うことを目的とする。特に、極低温での測定を行うことで、さらなる高感度・高分解能測定を実現すると共に、量子化学計算や多変量解析、機械学習を援用することで、多成分、不均質なデブリ変質相の同定に繋げる。令和2年度は、極低温TRLFS測定システムの構築として、令和元年度から継続して、極低温TRLFS測定システムの改良を実施した。また、模擬デブリ試料の変質試験により得られた試料を用いて、極低温TRLFS測定を実施した。模擬燃料デブリ変質試験と変質相の同定においては、令和元年度から継続して、模擬デブリ試料の変質試験を行い、得られた試料を極低温TRLFS測定に供した。測定結果と参照試料ライブラリを比較して、異なる条件で模擬デブリ表面に生成する変質相を多変量解析や機械学習を用いて同定した。

//線ラジオリシス影響下における格納容器系統内広域防食の実現; ナノバブルを用いた新規防食技術の開発(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; 東北大学*

JAEA-Review 2022-002, 85 Pages, 2022/06

JAEA-Review-2022-002.pdf:3.39MB

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2年度に採択された「//線ラジオリシス影響下における格納容器系統内広域防食の実現:ナノバブルを用いた新規防食技術の開発」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。本研究は、デブリ取り出し工程において、既設のPCVならびに新設の負圧維持系設備・配管など重要な閉じ込め機能を担保する鋼構造物の長期信頼性を確保するため、線放出核種/線放出核種と鋼材が接触共存する濡れ環境における腐食現象を初めて明らかにして腐食速度を予測する技術を構築するとともに、PCV等への基本的な適用性に優れ、かつ、副次影響の無い新規防食技術を開発する。具体的には、(1)線/線/線の影響を網羅したラジオリシス解析モデルの構築、(2)線放出核種/線放出核種を用いた電気化学試験(ホット試験)と系統的な腐食予測・検証試験(コールド模擬試験)によるデータベースの構築、(3)それらに基づいてPCVに附設/挿入する新設設備の材料選定指針の提示、(4)不活性ガスナノバブルを用いた系統内広域防食技術の開発を目的とするものである。

Irradiation growth behavior and effect of hydrogen absorption of Zr-based cladding alloys for PWR

垣内 一雄; 天谷 政樹; 宇田川 豊

Annals of Nuclear Energy, 171, p.109004_1 - 109004_9, 2022/06

https://doi.org/10.1016/j.anucene.2022.109004

In order to understand the dimensional stability of the fuel rod during long-term use in commercial LWRs, an irradiation growth testing in the Halden reactor of Norway was conducted on various fuel cladding materials including the improved Zr alloy. In this paper, the effect of hydrogen, which was absorbed in the cladding tube due to corrosion, on the irradiation growth behavior was evaluated. Comparison between the specimens with or without pre-charged hydrogen revealed that the effect of hydrogen absorption, accelerating irradiation growth, became significant when the hydrogen content exceeded the hydrogen solubility limit in the corresponding irradiation temperature. Analysis based on this understanding derived growth acceleration effect (0.060.01)%/100 ppm, whose denominator is defined as the amount of absorbed hydrogen involved in hydride precipitation under irradiation as a relevant parameter.

Radiation imaging using an integrated radiation imaging system based on a compact Compton camera under Unit 1/2 exhaust stack of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station

佐藤 優樹; 寺阪 祐太

Journal of Nuclear Science and Technology, 59(6), p.677 - 687, 2022/06

https://doi.org/10.1080/00223131.2021.2001391

The Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (FDNPS) went into meltdown after being hit by a large tsunami caused by the Great East Japan Earthquake on March 11, 2011. Measuring and understanding the distribution of radioactive contamination inside the FDNPS is essential for decommissioning work, reducing exposure to workers, and ensuring decontamination. This paper reports the visualization tests of radioactive contamination in the Unit 1/2 exhaust stack of the FDNPS using a compact Compton camera. Fixed-point measurements were conducted using only a Compton camera and moving measurements using an integrated radiation imaging system (iRIS) that combines a Compton camera with a simultaneous localization and mapping device. For the moving measurements, an operator carrying the iRIS acquires data continuously while walking in a passage near the stack. With both types of measurements, high-intensity contamination was detected at the base of the stack, and detailed three-dimensional (3D) visualization of the contamination was obtained from the moving measurement. The fixed-point measurements estimated the source intensity of the contamination from the reconstructed contamination image acquired by the Compton camera. Furthermore, workers can experience the work environment before actual work by importing a 3D structure model into a virtual reality system displaying the contamination image.

Predictive modeling of a simple field matrix diffusion experiment addressing radionuclide transport in fractured rock. Is it so straightforward?

Soler, J. M.*; Neretnieks, I.*; Moreno, L.*; Liu, L.*; Meng, S.*; Svensson, U.*; Iraola, A.*; Ebrahimi, K.*; Trinchero, P.*; Molinero, J.*; et al.

Nuclear Technology, 208(6), p.1059 - 1073, 2022/06

https://doi.org/10.1080/00295450.2021.1988822

SKBタスクフォースは、亀裂性岩石中の地下水流動と物質移行のモデル化に関する国際フォーラムである。WPDE試験はフィンランドのオンカロ地下施設において実施された片麻岩中のマトリクス拡散試験である。複数の非収着性及び収着性のトレーサーを含む模擬地下水が試錐孔の試験区間に沿って注入された。タスク9Aは、WPDE試験で得られたトレーサー破過曲線に対する予測モデリングを行うことを目的とした。複数のチームが本タスクに参加し、異なるモデル化手法とコードを用いた予測解析を行った。この予測解析の重要な結論は、試錐孔の開口部における地下水流動に関連する分散パラメータにモデル化結果が大きく影響されることである。マトリクス拡散及び収着に関連する破過曲線のテール部に着目すると、異なるチーム間の解析結果の差異は相対的に小さい結果となった。

地下水と溶存ガスを考慮した三次元二相流解析による掘削影響領域における飽和度分布

宮川 和也; 山本 肇*

JAEA-Research 2022-003, 40 Pages, 2022/05

JAEA-Research-2022-003.pdf:6.08MB

高レベル放射性廃棄物の地層処分場などの大規模地下施設の掘削により、坑道壁面近傍に割れ目を伴う掘削損傷領域が形成され、不飽和な割れ目を通して岩盤内に酸素が侵入し、核種移行の環境条件に影響を及ぼす可能性がある。新第三紀海成堆積層のように、CHなどの溶存ガスを高濃度で含む地層に坑道が掘削される場合、酸素の侵入は脱ガスしたCHの坑道へ向かう流れにより抑制されるものの、不飽和領域における気相拡散を介して促進される可能性が考えられる。本研究では、地下水に多量の溶存CHが含まれる環境における地下施設の建設・操業に伴う不飽和領域の三次元分布を推定する手法を例示することを目的として、幌延深地層研究センターの地下施設の坑道掘削の実工程を反映した逐次掘削解析を行い、10年間の気液二相流解析を実施した。地下施設からの地下水とガスの湧出量の解析結果はそれぞれ、2017年1月の時点で約100300m dと250350m dであり、それぞれの観測値(100m dおよび300m d)と近い値が得られた。飽和度分布の解析結果は、250m調査坑道周辺において相対的に高く、350m調査坑道周辺において相対的に低くなっており、各調査坑道における観測結果と整合的であることが確認された。このことから、地下水の坑道壁面からの排水条件やグラウト影響の取扱方法に関する課題が残るものの、数値計算は概ね妥当であったと判断された。坑道掘削に伴う飽和度分布については、定量的な評価には及ばないものの、定性的な観点では概ね妥当な解析結果が得られた。

Phase-field mobility for crystal growth rates in undercooled silicates, SiO and GeO liquids

河口 宗道; 宇埜 正美*

Journal of Crystal Growth, 585, p.126590_1 - 126590_7, 2022/05

https://doi.org/10.1016/j.jcrysgro.2022.126590

過冷却ケイ酸塩,SiO,GeO融液中の11種類の酸化物または混合酸化物の結晶化におけるフェーズフィールド易動度と結晶成長速度をフェーズフィールドモデル(PFM)を用いて計算し、の物質依存性を議論した。実験の結晶成長速度とのPFMシミュレーションから得られた結晶成長速度の比は、両対数プロットで結晶成長における固液界面プロセスののべき乗に比例した。またのパラメータとはmJs,であり、材料に固有の値であることが分かった。決定されたを用いたPFMシミュレーションにより、実験の結晶成長速度を定量的に再現することができた。はにおける単位酸素モル質量あたりの陽イオンモル質量の平均の拡散係数と両対数グラフで比例関係にある。は化合物中の酸素モル質量あたりの陽イオンのモル質量の総和に依存する。では、陽イオンのモル質量が大きくなるにつれては小さくなる。陽イオンのモル質量は陽イオンの移動の慣性抵抗に比例するため、は陽イオンのモル質量の逆数で減少する。の重い陽イオンのケイ酸塩の結晶化では、は約で飽和し、となる。