Directional vector-based quick evaluation method for protective plate effects in X-ray fluoroscopy (DQPEX)

檜作 響子*; 藤淵 俊王*; Han, D.*; 荒川 弘之*; 古田 琢哉

Radiological Physics and Technology, 18(1), p.196 - 208, 2025/03

https://doi.org/10.1007/s12194-024-00873-z

X線透視業務に携わる医療従事者の放射線防護対策一つとして放射線防護板の使用があり、効率的な防護板による遮蔽を検討するためのシミュレーションツールの開発が求められている。モンテカルロシミュレーションはX線とX線室内に存在する様々な物質との相互作用を非常に精度良く計算できる一方で、計算時間がかかり過ぎるという欠点があるため、放射線防護板の影響を短時間で見積もる目的に、事前計算された方向ベクトルを用いて短時間に線量分布を計算する簡易線量分布計算法を新たに開発した。まず、放射線防護板が存在しない状態でのX線室内の線量分布をモンテカルロシミュレーションコードPHITSを用いて計算し、X線室内をグリッドに分割した線量分布と各位置における方向ベクトル分布を取得する。開発した簡易線量分布計算法では、グリッド位置における線量はその位置での方向ベクトルの指し示す方向からの放射線により全て付与されるものと仮定し、方向ベクトルを逆方向にトレースした方向に放射線防護板が存在する場合には、そのグリッド位置での線量値は防護板による遮蔽効果を受けるものとして線量分布を計算する。この手法を用いることで、効率的な防護板の配置を検討する上で十分な精度を保ちつつ、PHITSで全計算を実行するのに比べて、計算時間を1/6000に短縮することに成功した。

汚染可視化ハンドフットクロスモニタの要素技術開発(委託研究); 令和4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 2024-006, 54 Pages, 2024/06

JAEA-Review-2024-006.pdf:2.21MB

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4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4年度に採択された研究課題のうち、「汚染可視化ハンドフットクロスモニタの要素技術開発」の令和4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の廃炉事業に携わる作業者の安心・安全を確保するべく、汚染頻度の高い足裏、両手表面を対象とした「汚染可視化ハンドフットモニタ」と着衣等の汚染検査に使用する「・汚染可視化クロスモニタ」(・汚染分布・エネルギー計測可搬型ホスウィッチ検出器)から構成される新規装置の開発を目標として、新しいシンチレータ材料及び装置の実用化の可能性について基礎的な検討を行った。汚染可視化ハンドフットモニタ用の線検出用材料としてAD法によるZnS(Ag)厚膜作製及び希土類錯体について検討し、両者ともに線によるシンチレーションを観察した。また、市販のZnS(Ag)シンチレータとCMOSカメラ等を用いて線が撮像できること、手部及び靴底の汚染を一度に可視化できる可能性があることを確認した。・汚染可視化クロスモニタにおけるホスウィッチ用シンチレータの開発では、La-GPSの単相化を実現するとともに、窒素雰囲気中の高温でのアニールがフォトルミネッセンス強度の増大に効果的であることを見出した。エネルギー・分布計測装置の試作と基本性能評価では、これまでに得られたノウハウに基づき、取得データのハンドリング・分析プログラムの仕様を策定した。さらに、既存の測定装置と組み合わせることで次年度以降の装置製作で必要となる改良点を抽出した。

Quantitative visualization of a radioactive plume with harmonizing gamma-ray imaging spectrometry and real-time atmospheric dispersion simulation based on 3D wind observation

永井 晴康; 古田 禄大*; 中山 浩成; 佐藤 大樹

Journal of Nuclear Science and Technology, 60(11), p.1345 - 1360, 2023/11

https://doi.org/10.1080/00223131.2023.2197445

放射性プルームの3次元分布を定量的に可視化するとともに放射性核種の放出量を推定する革新的なモニタリング手法を提案し、その実現性を予備的な試験により確認した。提案する手法は、電子飛跡検出型コンプトンカメラ(ETCC)によるガンマ線画像分光測定とドップラーライダーによる3次元風速測定に基づくリアルタイム高分解能大気拡散シミュレーションを組み合わせている。複数箇所に設置したETCCで測定された放射性プルーム中の個々の放射性核種からのラインガンマ線画像とリアルタイム大気拡散計算による大気中濃度分布情報を融合した逆解析により、放射性核種ごとの3次元濃度分布を再構成する。大気拡散シミュレーションと放射線輸送計算で生成した仮想的な実験データを用いた試験により、試作した解析手法が十分な性能を有することを示した。

Data processing and visualization of X-ray computed tomography images of a JOYO MK-III fuel assembly

Tsai, T.-H.; 佐々木 新治; 前田 宏治

Journal of Nuclear Science and Technology, 60(6), p.715 - 723, 2023/06

https://doi.org/10.1080/00223131.2022.2138603

A method for processing and visualizing X-ray computed tomography (CT) images of a fuel assembly is developed and applied to a JOYO MK-III fuel assembly. The method provides vertical-section-like images to observe the spatial distribution of CT values in fuel pins and also supplies images that show the relationship between the linear heat rate (LHR) and radial CT-value distribution. In addition, an attempt to analyze the radial cracks in the CT images is proposed, and the results demonstrate the correlation between LHR and the radial cracks.

令和3年度計算科学技術研究実績評価報告

システム計算科学センター

JAEA-Evaluation 2022-004, 38 Pages, 2022/11

JAEA-Evaluation-2022-004.pdf:1.38MB

システム計算科学センターでは、「国立研究開発法人日本原子力研究開発機構の中長期目標を達成するための計画(中長期計画)」に基づき、原子力分野における計算科学技術研究に関する研究開発を実施してきた。その計算科学技術研究の実績については、計算科学技術研究・評価委員会(以下「委員会」という。)により評価された。本報告は、システム計算科学センターにおいて実施された計算科学技術研究の、令和3年度における業務の実績及びそれらに対する委員会による評価結果をとりまとめたものである。

燃料デブリ取り出し時における炉内状況把握のための遠隔技術に関する研究人材育成(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 2021-030, 79 Pages, 2021/12

JAEA-Review-2021-030.pdf:3.82MB

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、令和元年度に採択された「燃料デブリ取り出し時における炉内状況把握のための遠隔技術に関する研究人材育成」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。本研究では、燃料デブリ取り出し時における炉内状況把握のためのモニタリングプラットフォームの構築、およびプラットフォーム上を移動するセンサによる計測・可視化に関する研究開発を行う。また、このような研究課題に参画することによる研究教育、講義等の座学、施設見学、の3つの柱で研究人材を育成することを目的とする。令和2年度は、主に基本設計および要素開発に取り組んだ。

Visualization of the boron distribution in core material melting and relocation specimen by neutron energy resolving method

阿部 雄太; 土川 雄介; 甲斐 哲也; 松本 吉弘*; Parker, J. D.*; 篠原 武尚; 大石 佑治*; 加美山 隆*; 永江 勇二; 佐藤 一憲

JPS Conference Proceedings (Internet), 33, p.011075_1 - 011075_6, 2021/03

https://doi.org/10.7566/JPSCP.33.011075

Since the hardness of fuel debris containing boride from BC pellet in control rod is estimated to be two times higher as that of oxide, such as UO and ZrO, distribution of such boride in the fuel debris formed in the Fukushima-Daiichi Nuclear Power Plants may affect the process of debris cutting and removal. The high neutron absorption of boron may affect the possibility of re-criticality during the process of debris removal. Therefore, boride distribution in fuel debris is regarded as an important issue to be addressed. However, boron tends to have difficult in quantification with conventionally applied methods like EPMA and XPS. In this study, accelerator-driven neutron-imaging system was applied. Since boron is the material for neutron absorption, its sensitivity in terms of neutron penetration through specimens is concerned. To adjust neutron attenuation of a specimen to suit a particular measurement by selecting the neutron energy range, we focused on the energy resolved neutron imaging system RADEN, which utilizes wide energy range from meV to keV. Development of a method to visualize boron distribution using energy-resolved neutrons has been started. In this presentation the authors show the status of the development of a method utilizing energy-resolved neutrons and provide some outcome from its application to the Core Material Melting and Relocation (CMMR)-0 and -2 specimens.

令和元年度計算科学技術研究実績評価報告

システム計算科学センター

JAEA-Evaluation 2020-002, 37 Pages, 2020/12

JAEA-Evaluation-2020-002.pdf:1.59MB

システム計算科学センターにおいては、「国立研究開発法人日本原子力研究開発機構の中長期目標を達成するための計画(中長期計画)」に基づき、原子力分野における計算科学技術研究に関する研究開発を実施してきた。本研究開発は原子力基礎基盤研究のうちの1分野として位置づけられていることから、原子力基礎工学研究・評価委員会による助言と評価がなされるが、計算科学技術研究については、それを支援するために原子力基礎工学研究・評価委員会の下に計算科学技術研究専門部会が設置され、課題の詳細な内容等を評価することとなった。本報告は、令和元年度にシステム計算科学センターにおいて実施された計算科学技術研究の実績と、それに対する計算科学技術研究専門部会による評価をとりまとめたものである。

Development of three-dimensional distribution visualization technology for boron using energy resolved neutron-imaging system (RADEN)

阿部 雄太; 土川 雄介; 甲斐 哲也; 松本 吉弘*; Parker, J. D.*; 篠原 武尚; 大石 佑治*; 加美山 隆*; 永江 勇二; 佐藤 一憲

Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 6 Pages, 2020/08

https://doi.org/10.1115/ICONE2020-16723

Boron carbide is used as a neutron-absorbing material in Fukushima-Daiichi Nuclear Power Station (1F), producing borides that are twice as hard as oxides (such as UO and ZrO). The high neutron absorption of boron affects the evaluation of re-criticality during the process of debris retrieval. Therefore, it is important not only to determine the presence of boron but also to investigate the distribution of boron inside the material in a non-destructive manner during decommissioning. To address the uncertainties in the core material relocation behavior of boiling water reactor (BWR) during a severe accident (SA), solidified melt specimens of a simulated fuel assembly were prepared by plasma heating. If core material melting and relocation (CMMR) specimens can be used to estimate the B distribution in 1F Unit-3, that will provide valuable information in the decommissioning of 1F. To address this, the authors focused on the energy-resolved neutron imaging system, RADEN, which utilizes a wide energy range, from meV to keV. This is an innovative three-dimensional analysis technology for boride distribution that affects the evaluation of hardness and re-criticality. In the calibration standard samples (ZrB and FeB), there was a good correlation between boron concentration and the energy-dependence of the cross sections of cold and epi-thermal neutrons. In the CMMR specimens, boron distribution was confirmed from the contrast difference between cold and epi-thermal neutrons. In the future, the results of calibration standard samples will be applied to the results of CMMR specimens. With this method, three-dimensional boron distribution will be measured, and the understanding of boride distribution 1F Unit-3 will be improved, which may be reflected in an improved SA code.

Evaluation growing and collapsing behaviors of cavitation bubbles under flowing condition

川村 駿介; 直江 崇; 池田 翼*; 田中 伸厚*; 二川 正敏

Advanced Experimental Mechanics, 4, p.33 - 37, 2019/08

https://doi.org/10.11395/aem.4.0_33

J-PARCのパルス核破砕中性子源のステンレス鋼製の水銀ターゲット容器は、圧力波によって誘発されるキャビテーションによる損傷を受ける。キャビテーション損傷の低減化を期待して水銀の狭隘流路を有する二重壁構造の容器が採用された。狭隘流路によるキャビテーション損傷の低減効果は、実験的には確認されているもののそのメカニズムは明らかにされていない。本研究では狭隘流路におけるキャビテーション損傷低減効果を明らかにするための基礎研究として、流れ場における火花放電によるキャビテーション気泡の挙動を高速度ビデオカメラを用いて可視化した。さらに、キャビテーション気泡崩壊時の衝撃による壁面の振動を流速を変化させて測定した。流れがない場合は、気泡崩壊時のマイクロジェットは壁面に垂直に放出される、一方、流れ場ではその角度は斜めに変化する。その結果、壁面への衝撃力は流動によって低下することが分かった。