Uncertainty analysis of the inverse LASSO estimation scheme on radioactive source distributions inside reactor building rooms from air does rate measurements

Shi, W.*; 町田 昌彦; 山田 進; 岡本 孝司

Progress in Nuclear Energy, 184, p.105710_1 - 105710_10, 2025/06

https://doi.org/10.1016/j.pnucene.2025.105710

最近、原子炉建屋内の少ない観測点で測定された空間線量値から放射線源分布を逆推定する方法としてLASSO(Least Absolute Shrinkage and Selection Operator)が提案された。しかし、空間線量値を測定する際には誤差が含まれるが、この誤差が逆推定結果の精度にどのように影響するかは解析されていなかった。そこで本論文では、LASSOに対する不確実性解析を行い、Candesの理論に基づく不確実性推定関数を提案した。実際に、モンテカルロ法の1つであるParticle and Heavy Ion Transport code System (PHITS)を使用して得られた不確実性を持つ数値を入力値として用いたテスト計算を実施し、計算結果の誤差が提案された推定関数に従うことを示した。これにより、LASSOは推定された不確実性の範囲内で放射線源分布を求めることができる方法であることが確認できた。

Analysis of dissolved radionuclides trapped into corrosion products formed on carbon steel and the corresponding increase in radioactivity

青山 高士; 上野 文義; 佐藤 智徳; 加藤 千明; 佐野 成人; 山下 直輝; 大谷 恭平; 五十嵐 誉廣

Annals of Nuclear Energy, 214, p.111229_1 - 111229_6, 2025/05

https://doi.org/10.1016/j.anucene.2025.111229

To elucidate the effect of dissolved radionuclides on corrosion of carbon steels and on formation of corrosion products of carbon steel, corrosion tests and imaging plate analysis were conducted. Carbon steel samples immersed in 10 mM NaCl containing Sr and Cs were analyzed using an imaging plate. As a result, the distribution of Sr or Cs in the corrosion products formed on carbon steel was successfully visualized. Furthermore, the radioactivity of the corroded specimens was calculated from calibration curves prepared using a Sr standard.

Heat transfer characteristics of downward saturated boiling flow in vertical round pipes

和田 裕貴; 柴本 泰照; 日引 俊*

International Journal of Heat and Mass Transfer, 239, p.126598_1 - 126598_18, 2025/04

https://doi.org/10.1016/j.ijheatmasstransfer.2024.126598

This study reviewed the saturated boiling heat transfer research in downward flows. A database of downward flow heat transfer experiments was created using experimental studies. Saturated boiling heat transfer correlations in internal flows were collected, and no downward flow-specific heat transfer correlations were identified. The applicability of heat transfer correlations to downward flow heat transfer experiments was evaluated, and no correlation could predict the heat transfer coefficients accurately for all experimental databases. However, correlations that could predict heat transfer coefficients reasonably well were determined for each channel size. Cooper's correlation [Int. Chem. Eng. Symp. Ser. 86 (1984) 785-792] had a mean absolute percentage error (MAPE) of 11.7% for mini-channels and Kim and Mudawar's correlation [Int. J. Heat Mass Transf. 64 (2013) 1239-1256] had an MAPE of 66.5% for macro-channels. Furthermore, because the advection direction between the liquid-phase and the generated bubbles differed depending on the liquid-phase velocity in downward flows, we evaluated the prediction performance of the heat transfer coefficient for the liquid-phase velocity. For some experimental data, the prediction performance of the existing correlation for downward flow heat transfer worsened as the advection velocity of the bubbles decreased. This result is one of the issues to be addressed in the future development of heat transfer correlations.

TVF3号溶融炉運転条件確認試験

朝日 良光; 福田 茂樹; 白水 大貴; 宮田 晃志; 刀根 雅也; 勝岡 菜々子; 前田 裕太; 青山 雄亮; 新妻 孝一; 小林 秀和; et al.

JAEA-Technology 2024-024, 271 Pages, 2025/03

東海再処理施設で発生した高レベル放射性廃液のガラス固化に用いるTVF3号溶融炉(以下、3号炉)を製作し、この溶融炉でガラス固化体18本分のガラスを溶融・流下するコールド運転を行った。ガラス原料には、ホット運転で処理するものと同等の廃液成分を非放射性元素で置き換えた模擬廃液とガラスファイバーカートリッジを使うことで、溶融ガラス液面に仮焼層を形成させた。TVF2号溶融炉(以下、2号炉)と3号炉の構造の違いに起因する溶融炉固有の温度特性を考慮し、運転操作に用いるパラメータには、2号炉で使ってきたものを修正して適用した。本試験の結果、溶融炉各部の温度推移を確認しながら適切に運転できるパラメータ値を見出すことができ、2号炉のコールド運転に比べ、溶融ガラス温度は高く、二つある主電極の冷却は片側あたり約1kW小さいとき、安定的に運転できることが分かった。主電極間のジュール加熱電力を39kW、主電極冷却空気流量を26Nm/hで運転し炉底加熱方法を改良することで、流下前の炉底加熱時間をこれまでより2時間短い約5時間で完了できる見通しを得た。運転期間中は、炉内のガラス温度分布やケーシング表面の温度推移を計測し、今後のシミュレーションモデル開発に有効なデータが得られた。炉内の溶融ガラスの白金族元素濃度が飽和した後に、原料供給と流下を2日間停止する保持運転を行い、炉底部への白金族元素の沈降を遅らせる一定の効果があることを確認した。保持運転中に仮焼層の溶融過程を観察し、薄膜状の流動しない層が確認されたことから、流動計算で液面にNo-slip境界条件を設定する根拠を得た。流下ガラスの成分を分析して白金族元素の流下特性を調査した結果、運転中に溶融炉に蓄積する白金族元素の量は2号炉と比較して少なかった。溶融ガラスを全量流下した後の炉内には、残留ガラスやレンガ片などの異物は確認されなかった。白金族元素の蓄積による運転停止を判断する基準は、流下終了から炉底ガラス温度850Cへ低下するまでの時間を10.3h以上、主電極間補正抵抗値を0.12以下と試算したが、今後のホット運転の結果に応じ再検討が必要である。

令和5年度緊急時対応技術適用のためのバックグラウンド航空機モニタリング及び無人航空機による放射線モニタリングに係る技術開発(受託研究)

普天間 章; 眞田 幸尚; 中間 茂雄; 佐々木 美雪; 越智 康太郎; 澤幡 義郎*; 川崎 義晴*; 岩井 毅行*; 平賀 祥吾*; 萩野谷 仁*; et al.

JAEA-Technology 2024-022, 170 Pages, 2025/03

JAEA-Technology-2024-022.pdf:15.09MB

2011年(平成23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が原因で、東京電力福島第一原子力発電所事故が発生し、大量の放射性物質が周辺環境に飛散した。事故直後から、放射線の分布を迅速かつ広範囲に測定する手段として、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。日本原子力研究開発機構は、原子力規制庁からの受託事業として、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、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5年度の受託事業では以下について実施した。九州電力(株)川内原子力発電所の周辺について航空機モニタリングを実施し、バックグラウンド放射線量及び管制区域等の情報を整備した。緊急時における航空機モニタリングの実効性向上に資するため、原子力総合防災訓練において航空機モニタリングを実施するとともに、国内初となる原子力防災訓練での無人機の訓練フライトを実施した。無人航空機による放射線モニタリングの技術開発を進め、緊急時モニタリングに必要とされる要件を満たす無人航空機を選定し、その飛行性能を調査した。本報告書は、これら令和5年度の受託研究において得られた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り、今後の緊急時対応技術向上に資する知見を提供する。

令和5年度東京電力株式会社福島第一原子力発電所事故に伴う放射性物質の分布データの集約(受託研究)

福島マップ事業対応部門横断グループ

JAEA-Technology 2024-017, 208 Pages, 2025/03

東京電力(株)福島第一原子力発電所(福島第一原発)事故による放射性物質の分布状況を平成23年6月より調査してきた。本報告書は、令和5年度の調査において得られた結果をまとめたものである。空間線量率については、走行サーベイ、平坦地上でのサーベイメータによる定点サーベイ、歩行サーベイ及び無人ヘリコプターサーベイを実施し、測定結果から空間線量率分布マップを作成するとともにその経時変化を分析した。放射性セシウムの土壌沈着量に関しては、in-situ測定及び土壌中深度分布調査をそれぞれ実施した。さらに、これまで蓄積した測定結果を基に空間線量率及び沈着量の実効半減期を評価した。モニタリングの重要度を相対的に評価するスコアマップを作成するとともに、スコアの年次変化について分析した。海水中のトリチウム濃度の評価結果を原子力規制庁へ報告する体制を構築・運用し、ALPS処理水の海洋への放出前後のトリチウム濃度の変動について解析評価した。令和5年度までに総合モニタリング計画に基づき実施された海域モニタリングの測定結果を集約するとともに、過去からの変動などに関して解析評価を行った。階層ベイズ統計手法を用いて、令和5年度調査での走行サーベイや歩行サーベイ等の調査により取得した空間線量率分布データを統合し、空間線量率統合マップを作成した。避難指示解除区域への帰還後に想定される複数の代表的な生活行動パターンを設定し、積算の被ばく線量を算出するとともに当該地方自治体・住民に向けた説明資料を作成した。これらの他、令和5年度測定結果のWebサイトでの公開、総合モニタリング計画に基づく放射線モニタリング及び環境試料分析測定データのCSV化を実施した。

セメント固化におけるペーストの流動性に影響する化学物質についての調査

谷口 拓海; 松本 早織; 平木 義久; 佐藤 淳也; 藤田 英樹*; 金田 由久*; 黒木 亮一郎; 大杉 武史

JAEA-Review 2024-059, 20 Pages, 2025/03

JAEA-Review-2024-059.pdf:1.0MB

廃棄物のセメント固化で求められる基本的な性能である硬化前の流動性および硬化後の強度特性は、廃棄物に含まれる物質や成分などの化学的作用の影響を受けることが予想される。硬化前の流動性および硬化後の強度特性はセメントの硬化速度に大きく影響されることから、セメントの硬化速度に影響を与える化学物質を対象に着目して既往の知見を調査し、取りまとめを行った。本報告書ではセメントの流動性に影響を及ぼす化学物質を大きく分類し、無機物質として(1)陰イオン種、(2)重金属等金属元素、(3)セメント混和剤として用いられる無機物質および(4)セメント混和剤として用いられる有機物質の4つに整理した。調査の結果、化学物質によって硬化を促進する効果と遅延する効果に大きく分類されることが分かったが、一部の化学物質ではその添加量によって硬化に与える影響が逆転するものも見られたことから、実際に化学物質を添加し、凝結時間測定を実施した。その結果、硬化促進に寄与するメカニズムが複数あることが分かった。セメントの硬化反応を阻害する化学物質を調査し、セメント固化における混入禁忌成分を検討するための情報を整理することができた。

少量燃料デブリの構外輸送に向けたA型輸送容器の適用性評価

坂本 雅洋; 奥村 啓介; 神野 郁夫; 松村 太伊知; 寺島 顕一; Riyana E. S.; 溝上 暢人*; 溝上 伸也*

JAEA-Research 2024-017, 14 Pages, 2025/03

JAEA-Research-2024-017.pdf:1.34MB

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では、2号機から燃料デブリの試験的取り出しを行い、回収物を構外輸送し茨城地区で分析することが計画されている。取り出された燃料デブリの分析結果は、将来的な燃料デブリ管理の各工程(取り出し、収納、移送、保管等)の検討にフィードバックされ、必要な技術開発に活用することが期待されている。試験的取り出しでサンプリングされる燃料デブリは数グラム程度が予定されており、その後、段階的に取り出し規模を拡大させていくことになる。試験的取り出しにおいては、構外輸送に係る関係法令に則って事前に合理的な輸送容器を検討することが必要になる。本報では物質組成や性状が不明瞭な燃料デブリ回収物の安全評価に資するため、少量燃料デブリの構外輸送に向けたA型輸送容器の適用性評価を行った。

Elemental composition analysis of main structural materials of JMTR

永田 寛; 河内山 真美; 茅根 麻里奈; 菅谷 直人; 西村 嵐; 石川 譲二; 坂井 章浩; 井手 広史

JAEA-Data/Code 2024-016, 44 Pages, 2025/03

JAEA-Data-Code-2024-016.pdf:3.54MB

原子炉施設の構造材の元素組成は、廃止措置計画の策定などの際に評価を行う放射化計算において、重要なパラメータの一つとして使用されている。このうち、試験研究炉の構造材として使用されているアルミニウム合金などの元素組成については、主要成分以外の元素については十分なデータが得られていない。このことから、材料試験炉「JMTR」の主要な構造材として使用されてきたアルミニウム合金、ベリリウム、ハフニウムなどから試料を採取し、元素組成の分析を実施した。本報告書は、令和5年度に取得した78元素の元素組成データについてまとめたものである。

Built-in physics models and proton-induced nuclear data validation using MCNP, PHITS, and FLUKA; Impact on the shielding design for proton accelerator facilities

elik, Y.*; Stankovskiy, A.*; 岩元 大樹; 岩元 洋介; Van den Eynde, G.*

Annals of Nuclear Energy, 212, p.111048_1 - 111048_12, 2025/03

https://doi.org/10.1016/j.anucene.2024.111048

The MCNP, PHITS, and FLUKA are general-purpose Monte Carlo radiation transport codes that are widely used for many real-world shielding problems at accelerator facilities around the world. For high beam energy and high beam current accelerator applications, neutron emission through the vacuum pipe along the reverse direction of incident proton beam is an important factor for a shielding design in order to correctly assess the dose rates for workers and the structural materials of the accelerator and handle with the waste activated by the backscattered neutron fluxes. In this work, neutron-production cross sections and thick target yield predictions from MC codes relying on physics models and nuclear data libraries are benchmarked against the experimental data, in order to assess their accuracy in predicting neutron emission and furthermore to assess the corresponding impact on shielding design. The results of this study demonstrate that the nuclear data libraries and physics models, which are not expected to give good results at lower energies ( MeV) but are used anyhow when there is no nuclear data available or above the energy range where the data tables end in the so-called "mix-and-match" strategy, need further improvements. Among the investigated proton induced nuclear data libraries, JENDL-4.0/HE produces the most satisfactory agreement to experimental data for all target materials, but may still benefit from refinement. Concerning the physics models of the codes, FLUKA V4-4.0 has the best performance in terms of reproducibility of the experimental values. It is also shown that all discrepancies between the calculations and the experiments for the energy range MeV are up to factor of two. This might be considered as an acceptable figure as it is equivalent to a normal safety margin () considered in shielding calculations of accelerator facilities around the world.