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報告書

原子力人材育成センターの活動(平成30年度)

原子力人材育成センター

JAEA-Review 2020-008, 74 Pages, 2020/06

JAEA-Review-2020-008.pdf:3.5MB

本報告書は、日本原子力研究開発機構原子力人材育成センターにおける平成30年度の活動をまとめたものである。

論文

硝酸イオン化学的変遷挙動評価モデルの施肥由来硝酸性窒素汚染事例への適用

阿部 徹*; 平野 史生; 三原 守弘; 本田 明

原子力バックエンド研究(CD-ROM), 27(1), p.3 - 11, 2020/06

硝酸イオン化学的変遷挙動評価モデル(NEON)は、地層処分施設およびその周辺における硝酸イオンの化学的変遷挙動を把握するために開発された評価ツールである。硝酸イオンはTRU廃棄物に易溶性の塩として含まれており、放射性物質の移行挙動に影響を及ぼす可能性がある。したがって、地層処分の安全性を評価するための基礎情報として硝酸イオンの化学形態の変化を評価する必要がある。NEONでは硝酸イオンと、金属,鉱物および微生物との反応がモデル化されており、このうち微生物との反応は微生物の活動による窒素循環等の過程を取り入れて構築している。各反応モデルは室内実験の結果と比較され、おおむね再現できることが確認されている。そこで、TRU廃棄物の地層処分を想定したスケールにおけるNEONの適用性を評価することを目的として、地下水の硝酸性窒素汚染の天然事例について再現解析を実施し、モデルの適用性を評価した。再現解析には広島県生口島の事例を取り上げた。NEONを用いて計算された硝酸イオンおよびその化学変遷物であるアンモニウムイオンの濃度分布は、数百メートル規模でおおむね再現しており、NEONの広域的条件における適用性が示された。

論文

Devil's staircase transition of the electronic structures in CeSb

黒田 健太*; 新井 陽介*; Rezaei, N.*; 國定 聡*; 櫻木 俊輔*; Alaei, M.*; 木下 雄斗*; Bareille, C.*; 野口 亮*; 中山 充大*; et al.

Nature Communications (Internet), 11, p.2888_1 - 2888_9, 2020/06

 被引用回数:0

Solids with competing interactions often undergo complex phase transitions. Among them, CeSb is the most famous material where a number of the distinct magnetic phases called devil's staircase appear. We observed the electronic structure evolution across the devil's staircase transitions using bulk-sensitive angle-resolved photoemission spectroscopy.

論文

Visualization of radioactive substances using freely moving gamma-ray imager based on Structure from Motion

佐藤 優樹; 鳥居 建男

Proceedings of International Youth Nuclear Congress 2020 (IYNC 2020) (Internet), 4 Pages, 2020/05

The Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (FDNPS), operated by Tokyo Electric Power Company Holdings, Inc., suffered a meltdown as a result of a large tsunami triggered by the Great East Japan Earthquake on March 11, 2011. We have been conducting demonstration tests for detection of radioactive hotspots inside the FDNPS buildings using a Compton camera, a kind of gamma-ray imager. In this work, we introduced the 3D visualization of radioactive substances by using combination of the Compton camera and optical camera based on Structure from Motion (SfM). By taking photographs of the experimental environment while freely moving, a 3D structural model of the environment can be reconstructed from the multiple photographs, and the movement trajectory of the optical camera can be estimated simultaneously using the SfM. Furthermore, the radioactive substances can be visualized by drawing an image of the radioactive substances on the 3D structural model using gamma-ray data acquired by the Compton camera. In the demonstration, we succeeded in visualizing a $$^{137}$$Cs-radiation source on the 3D structural model of the experimental environment while freely moving these devices. This technology is useful for making it easy to recognize radioactive substances in decommissioning work site such as the FDNPS.

論文

Improvements on evaluation functions of a probabilistic fracture mechanics analysis code for reactor pressure vessels

Lu, K.; 勝山 仁哉; Li, Y.

Journal of Pressure Vessel Technology, 142(2), p.021208_1 - 021208_11, 2020/04

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Engineering, Mechanical)

In Japan, a probabilistic fracture mechanics (PFM) analysis code PASCAL was developed for structural integrity assessment of reactor pressure vessels (RPVs) considering neutron irradiation embrittlement and pressurized thermal shock (PTS) events. By reflecting the latest knowledge and findings, the evaluation functions are continuously improved and have been incorporated into PASCAL4 which is the most recent version of the PASCAL code. In this paper, the improvements made in PASCAL4 are explained in detail, such as the evaluation model of warm prestressing (WPS) effect, evaluation function of confidence levels for PFM analysis results by considering the epistemic and aleatory uncertainties in probabilistic variables, the recent stress intensity factor (KI) solutions, and improved methods for KI calculations when considering complicated stress distributions. Moreover, using PASCAL4, PFM analysis examples considering these improvements are presented.

報告書

Prototype fast breeder reactor Monju; Its history and achievements (Translated document)

光元 里香; 羽様 平; 高橋 慧多; 近藤 悟

JAEA-Technology 2019-020, 167 Pages, 2020/03

JAEA-Technology-2019-020.pdf:21.06MB
JAEA-Technology-2019-020-high-resolution1.pdf:47.3MB
JAEA-Technology-2019-020-high-resolution2.pdf:34.99MB
JAEA-Technology-2019-020-high-resolution3.pdf:48.74MB
JAEA-Technology-2019-020-high-resolution4.pdf:47.83MB
JAEA-Technology-2019-020-high-resolution5.pdf:18.35MB
JAEA-Technology-2019-020-high-resolution6.pdf:49.4MB
JAEA-Technology-2019-020-high-resolution7.pdf:39.78MB

高速増殖原型炉もんじゅは、1968年の研究開発着手から半世紀にわたる設計, 建設, 運転, 保守等を通じて、数多くの貴重な成果を生んできた。本報告書は、「開発経緯と実績」, 「設計・建設」, 「試運転」, 「原子炉安全」, 「炉心技術」, 「燃料・材料」, 「原子炉設備」, 「ナトリウム技術」, 「構造・材料」, 「運転・保守」, 「事故・トラブル経験」の技術分野について、特徴や技術成果を取りまとめたものである。

報告書

TRU廃棄物地層処分の性能評価のためのバリア材への核種の収着データの取得

舘 幸男; 陶山 忠宏*; 三原 守弘

JAEA-Data/Code 2019-021, 101 Pages, 2020/03

JAEA-Data-Code-2019-021.pdf:4.05MB

TRU廃棄物や高レベル放射性廃棄物の地層処分を対象とした性能評価において、人工バリアであるセメントやベントナイト、天然バリアである岩石中での核種の収着現象は、核種の移行遅延を支配する重要な現象の一つである。収着の程度は一般的に収着分配係数(K$$_{rm d}$$)によって表され、バリア材や環境条件に応じて大きく変動するため、それぞれの条件でのK$$_{rm d}$$データを取得し、性能評価解析では関連する不確実性も考慮して収着パラメータ値を設定する必要がある。TRU廃棄物の処分システムでは、高レベル放射性廃棄物で検討されるベントナイトや岩石に加えて、バリア材として利用されるセメント系材料への収着や、一部の廃棄物に含まれる硝酸塩等の化学物質が地下水に溶解して収着に影響を及ぼすことなどを考慮する必要が生じる。本報告書では、このようなTRU廃棄物の処分において考慮すべきバリア材料や、硝酸塩等の影響物質、評価対象核種の組み合わせを対象として、K$$_{rm d}$$データをバッチ式収着試験により取得した結果を報告する。バリア材としては、普通ポルトランドセメント硬化体、通水で劣化させた普通ポルトランドセメント硬化体、凝灰岩を対象とし、液性については、蒸留水や模擬海水とバリア材料との平衡液に加え、硝酸塩やアンモニウム塩を含む液性条件を対象とした。元素は、C(有機形態),C(無機形態),Cl,I,Cs,Ni,Se,Sr,Sn,Nb,Am,Thを対象とした。ここで報告する収着データの一部は、TRU廃棄物処分技術検討書の性能評価における核種移行解析に用いたパラメータである核種移行データセット(RAMDA: Radionuclide Migration Datasets)の一部として取得・報告されているものであり、ここでは、これらのデータ取得の方法, 条件, 結果の詳細を報告する。

論文

Recent status of the pulsed spallation neutron source at J-PARC

高田 弘; 羽賀 勝洋

JPS Conference Proceedings (Internet), 28, p.081003_1 - 081003_7, 2020/02

大強度陽子加速器施設J-PARCの核破砕中性子源では、設計を見直した水銀ターゲット容器を使用して2017年10月から2018年7月までの間、500kWの陽子ビームで運転を行うとともに、1MW相当のビーム強度で1時間の運転も行った。このターゲット容器では、ビームが入射する尖頭部でのキャビテーション損傷を抑制する対策として微小気泡注入器を装備するとともに、尖頭部では流路幅2mmの狭隘流路に水銀流れを形成する形状を採用した。運転終了後の観察の結果、厚さ3mmの容器尖頭部の損傷は17.5$$mu$$mより浅い程度に抑制できたことがわかった。

論文

地層処分システムの性能を評価するための熱力学データベースの整備; OECD/NEAのTDBプロジェクトと国内外の整備状況

北村 暁

日本原子力学会誌, 62(1), p.23 - 28, 2020/01

高レベル放射性廃棄物や地層処分相当TRU廃棄物などの地層処分システムの性能を評価することを目的として、廃棄体が地下水に接触したあとの放射性核種の溶解および錯生成挙動を評価するために使用する熱力学データベース(TDB)が国内外で整備されている。本報告では、経済協力開発機構原子力機関(OECD/NEA)が実施している国際プロジェクトを中心に、わが国および欧米各国で整備されているTDBを概説する。

論文

Fine structure in the $$alpha$$ decay of $$^{223}$$U

Sun, M. D.*; Liu, Z.*; Huang, T. H.*; Zhang, W. Q.*; Andreyev, A. N.; Ding, B.*; Wang, J. G.*; Liu, X. Y.*; Lu, H. Y.*; Hou, D. S.*; et al.

Physics Letters B, 800, p.135096_1 - 135096_5, 2020/01

 被引用回数:1 パーセンタイル:20.92(Astronomy & Astrophysics)

Fine structure in the $$alpha$$ decay of $$^{223}$$U was observed in the fusion-evaporation reaction $$^{187}$$Re($$^{40}$$Ar,p3n) by using fast digital pulse processing technique. Two $$alpha$$-decay branches of $$^{223}$$U feeding the ground state and 244 keV excited state of $$^{219}$$Th were identified by establishing the decay chain $$^{223}$$U$$rightarrow$$$$^{219}$$Th$$rightarrow$$$$^{215}$$Ra$$rightarrow$$$$^{211}$$Rn. The $$alpha$$-particle energy for the ground-state to ground-state transition of $$^{223}$$U was determined to be 8993(17) keV, 213 keV higher than the previous value, the half-life was updated to be 62$$^{+14}_{-10} mu$$s. Evolution of nuclear structure for $$N$$=131 even-$$Z$$ isotones from Po to U was discussed in the frameworks of nuclear mass and reduced $$alpha$$-decay width, a weakening octupole deformation in the ground state of $$^{223}$$U relative to its lighter isotones $$^{219}$$Ra and $$^{211}$$Th was suggested.

論文

Evaluation of energy spectrum around structural materials in radiation environments

松村 太伊知; 永石 隆二; 片倉 純一*; 鈴木 雅秀*

Radiation Physics and Chemistry, 166, p.108493_1 - 108493_9, 2020/01

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Chemistry, Physical)

原子炉内のSUS等の構造材料は、電離放射線の環境に晒されるため腐食や劣化が起こる。材料の厚さが異なると周囲の線質が変化して腐食等の程度が変わると予測されるが、これまでの研究ではこの影響について検討されていない。そこで本研究では、水中のSUS304板の表側にガンマ及びベータ線源を置いた際の、板の表裏両側での二次放射線(光子、電子)のエネルギースペクトルを板の厚さ、並びに線源と板の間隔を変えて解析的に評価した。$$^{137}$$Csガンマ線の場合、板の厚さに対するスペクトルの依存性は裏側でより明確だった。$$^{90}$$Sr、$$^{90}$$Yベータ線の場合、スペクトルはガンマ線の場合と明らかに異なり、裏側では電子のスペクトルは光子より遥かに低下した。このように、スペクトルが入射放射線の種類、材料の厚さ、線源と板の間隔によってどのように変化するかを明らかにするとともに、入射放射線に対する二次放射線のエネルギー低下を議論した。

論文

Fast in-situ mesh generation using Orb-SLAM2 and OpenMVS

Wright, T.*; 羽成 敏秀; 川端 邦明; Lennox, B.*

Proceedings of 17th International Conference on Ubiquitous Robots (UR 2020) (Internet), p.315 - 321, 2020/00

In exploratory robotics for nuclear decommissioning, environmental understanding is key. Sites such as Fukushima Daiichi Power Station and Sellafield often use manually controlled or semi-autonomous vehicles for exploration and monitoring of assets. In many cases, robots have limited sensing capabilities such as a single camera to provide video to the operators. These limitations can cause issues, where a lack of data about the environment and limited understanding of depth within the image can lead to a mis-understanding of asset state or potential damage being caused to the robot or environment. This work aims to aid operators by using the limited sensors provided i.e. a single monocular camera, to allow estimates of the robot's surrounding environments to be generated in situ without having to off load large amounts of data for processing. This information can then be displayed as a mesh and manipulated in 3D to improve the operator awareness. Due to the target environment for operation being radioactive, speed is prioritised over accuracy, due to the damaging effects radiation can cause to electronics. In well lit environments images can be overlaid onto the meshes to improve the operators understanding and add detail to the mesh. From the results it has been found that 3D meshes of an environment/object can be generated in an acceptable time frame, less than 5 minutes. This differs from many current methods which require offline processing due to heavy computational requirement of Photogrammetry, or are far less informative giving data as raw point clouds, which can be hard to interpret. The proposed technique allows for lower resolution meshes good enough for avoiding collisions within an environment to be generated during a mission due to it's speed of generation, however there are still several issues which need to be solved before such a technique is ready for deployment.

報告書

原子力人材育成センターの活動(平成29年度)

原子力人材育成センター

JAEA-Review 2019-009, 65 Pages, 2019/09

JAEA-Review-2019-009.pdf:5.56MB

本報告書は、日本原子力研究開発機構原子力人材育成センターにおける平成29年度の活動をまとめたものである。

論文

Proposal of laser-induced ultrasonic guided wave for corrosion detection of reinforced concrete structures in Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant decommissioning site

古澤 彰憲; 竹仲 佑介; 西村 昭彦

Applied Sciences (Internet), 9(17), p.3544_1 - 3544_12, 2019/09

 被引用回数:3 パーセンタイル:17.3(Chemistry, Multidisciplinary)

本研究の狙いは、鉄筋と周囲のコンクリートの密着性が、鉄筋を伝播する超音波に与える影響を実験的に調査し、鉄筋コンクリートの腐食劣化の検査法への適用可能性を示すことである。最初に、密着性の異なる鉄筋コンクリートの試験体をもちいて、密着の有無と密着強度の劣化が鉄筋を伝播する超音波に与える影響について実験・調査する。次に、健全な鉄筋コンクリート試験体を加速腐食試験に供し、腐食の程度に伴って変化する超音波の波形について実験・調査する。得られた超音波の波形は周波数解析と群速度分散極性の解析解との比較検討を行い、鉄筋の腐食劣化の検査法への適用の観点から重要な事項について議論する。最後に、腐食劣化による鉄筋と周囲のコンクリートの密着性の変化は、超音波信号の周波数領域に明瞭に表れ、鉄筋コンクリートの非破壊検査法に有効であることが分かる。

論文

A Noniterative mean-field QM/MM-type approach with a linear response approximation toward an efficient free-energy evaluation

城戸 健太朗

Journal of Computational Chemistry, 40(24), p.2072 - 2085, 2019/09

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Chemistry, Multidisciplinary)

Mean-field treatment of solvent provides an efficient technique to investigate chemical processes in solution in QM/MM framework. In the algorithm, an iterative calculation is required to obtain the self-consistency between QM and MM regions, which is a time-consuming step. In the present study, we have proposed a non-iterative approach by introducing a linear response approximation (LRA) into the solvation term in the one-electron part of Fock matrix in a hybrid approach between MO calculations and a three-dimensional integral equation theory for molecular liquids (MC-MOZ-SCF; Kido $textit{et al.}$, J. Chem. Phys. $textbf{143}$, 014103 (2015)). To save the computational time, we have also developed a fast method to generate electrostatic potential map near solute and the solvation term in Fock matrix, using Fourier transformation (FT) and real spherical harmonics expansion (RSHE). To numerically validate the LRA and FT-RSHE method, we applied the present approach to water, carbonic acid and their ionic species in aqueous solution. Molecular properties of the solutes were evaluated by the present approach with four different types of initial wave function and compared with those by the original (MC-MOZ-SCF). From the averaged speed up ratio, the present approach is 13.5 times faster than MC-MOZ-SCF.

論文

Calculation of gamma and neutron emission characteristics emitted from fuel debris of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station

Riyana, E. S.; 奥村 啓介; 寺島 顕一

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(9-10), p.922 - 931, 2019/09

 被引用回数:1 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

Determination of fuel debris location and distribution inside primary containment vessel of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station is important to decide further decommissioning step and strategy. We calculate neutron flux produced from fuel debris and secondary particles photon resulted from neutron reaction with nuclides inside fuel debris, including direct photon emission from FPs in fuel debris. Neutron and gamma characteristics resulted from calculation could be use as basis for determination suitable spectrometer system or detector for searching, localizing and treatment of fuel debris.

論文

Neutron diffraction study on full-shape Japanese sword

Harjo, S.; 川崎 卓郎; Grazzi, F.*; 篠原 武尚; 田中 眞奈子*

Materialia, 7, p.100377_1 - 100377_9, 2019/09

A mapping measurement using pulsed neutron diffraction with time-of-flight method is performed on a full-shape Japanese sword made in Keicho era (1596-1615) to elucidate the manufacturing process. The obtained diffraction patterns are analyzed by the Rietveld refinement and a line profile analysis. The constituent phases in the area closer to the back of the blade (ridge) are found to be ferrite and cementite, composing pearlite, while the area close to the edge is composed by martensite and austenite. The distributions of constituent phases are well explained with the distributions of dislocation density and crystallite size. The carbon contents and the residual macroscopic stresses are estimated from the obtained phase fractions and lattice parameters.

論文

Inner structure and inclusions in radiocesium-bearing microparticles emitted in the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant accident

奥村 大河*; 山口 紀子*; 土肥 輝美; 飯島 和毅; 小暮 敏博*

Microscopy, 68(3), p.234 - 242, 2019/06

 被引用回数:1 パーセンタイル:46.87(Microscopy)

2011年に起きた福島第一原子力発電所事故により環境中に放射性Cs含有微粒子(CsMP)が放出された。CsMPは事故時に原子炉内で形成されたため、その内部構造や組成は粒子形成時の炉内環境を反映していると考えられる。そこで本研究では、電子顕微鏡(TEM)を用いてCsMPの内部構造を調べた。その結果、いくつかのCsMPではZnやFe, Csが粒子内に不均一に分布していた。またCsMP内部に含有されたサブミクロンの結晶には2価鉄が含まれていたことから、CsMPがある程度還元的な雰囲気で形成されたことが示唆された。さらにCsMPにホウ素は含まれていないことがわかった。

論文

Routing study of above core structure with mock-up experiment for ASTRID

高野 和也; 阪本 善彦; 諸星 恭一*; 岡崎 仁*; 儀間 大充*; 寺前 卓真*; 碇本 岩男*; Botte, F.*; Dirat, J.-F.*; Dechelette, F.*

Proceedings of 2019 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2019) (Internet), 8 Pages, 2019/05

仏実証炉ASTRIDにおいては、炉心の状態監視のため集合体出口温度や破損燃料検出のための計測設備が設置される。これらの計測用配管は炉心燃料集合体上部に設置され、炉上部機構(Above Core Structure: ACS)にて集約される。本検討では、ASTRID (1500MWth)におけるACSを対象に熱電対用配管と破損燃料検出用配管のレイアウトを3Dモデリングで検討するとともに、得られたレイアウト及び製作手順について検証するためにモックアップ試験を実施した。また、モックアップ試験を通じて製作性の観点から抽出された課題に対し、対応策を検討した。本検討は、ACSについて製作側から設計側へのフィードバックを提示するものであり、今後のACSの設計と製作性に係る知見拡大に貢献する。

論文

Development of active non-destructive analysis technologies for nuclear nonproliferation and security of JAEA

小泉 光生

Proceedings of 41st ESARDA Annual Meeting (Internet), p.260 - 267, 2019/05

The Japan atomic energy agency (JAEA) is developing active non-destructive analysis (NDA) technologies for nuclear nonproliferation and security under the support of the subsidiary of for "promotion of strengthening nuclear security or the like" of the Japanese government MEXT. One of the programs is "development of active neutron NDA techniques", in which four techniques are developed: i.e., Differential Die Away Analysis (DDA), Delayed Gamma-ray Analysis (DGA), Neutron Resonance Transmission Analysis (NRTA), and Prompt Gamma-ray Analysis (PGA). These techniques are used to complement each other. They would be useful for nuclear material accountancy, applicable to both low- and high-level radioactive nuclear materials (NMs), and for nuclear security purposes such as detection of NM and explosive materials. Another program is development of nuclear resonance fluorescence (NRF) technique for detection of NM hidden in a shield. This technique utilizes quasi monochromatic gamma-rays produced by laser Compton scattering (LCS) to irradiate a suspicious sample and observe NRF gamma-rays from that. Demonstration experiment of this technique will be performed soon. In this paper, the development projects are overviewed.

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