Image selection method from image sequence to improve computational efficiency of 3D reconstruction; Application of fixed threshold to remove redundant images

羽成 敏秀; 中村 啓太*; 今渕 貴志; 川端 邦明

Journal of Robotics and Mechatronics, 36(6), p.1537 - 1549, 2024/12

https://doi.org/10.20965/jrm.2024.p1537

本稿では、時系列画像から3次元モデルを効率的に生成するための画像選択法を導入した立体復元処理について述べる。効率的な立体復元に適した画像を得るために、時系列画像中の冗長画像を除去する画像選択法の適用を試みた。提案手法では、オプティカルフローと固定しきい値に基づいて、時系列画像から適切な画像を選択する。その結果、提案手法により、カメラで取得した時系列画像に基づく立体復元処理の計算量を削減することができた。その結果、立体復元精度を一定に保ったまま、立体復元処理の計算量を削減できることを確認した。

Activation level of the concrete building and pressure vessel in JAEA-Tokai tandem accelerator

吉田 剛*; 松村 宏*; 中村 一*; 三浦 太一*; 豊田 晃弘*; 桝本 和義*; 中林 貴之*; 松田 誠

Journal of Nuclear Science and Technology, 61(10), p.1298 - 1307, 2024/10

https://doi.org/10.1080/00223131.2024.2313558

The activation level of the JAEA-Tokai tandem accelerator facility was investigated experimentally in advance of the future decommissioning. JAEA-Tokai tandem accelerator facility has a higher terminal voltage of 18 MV and a larger total floor area, Compared to other electrostatic accelerators with terminal voltage of 1 MV to 6 MV. Therefore, determination for 'where', 'what', and 'how many' nuclides are produced in the facility is crucial. Thermal neutrons generated by beam losses associated with accelerator operations contribute significantly to the activation of equipment and facilities. The accumulated activities of Co and Eu; the most considerable radionuclides at the decommissioning, can be deduced by the thermal neutron fluence rate during the accelerator operation. In this study, thermal neutron fluence measurement on the surface of the pressure vessel and concrete building was conducted with conventional methods using dosimeters and metal foil detectors as well as a new method using a portable -ray detector. The thermal neutron fluence in the facility during the accelerator operation ranges from 101 to 10 n/cm/s. The sum of deduced activities of Co and Eu in 50 years is much lower than the clearance level of 0.1 Bq/g in all areas except in the irradiation room.

バックエンド技術部年報(2022年度)

バックエンド技術部

JAEA-Review 2024-004, 124 Pages, 2024/07

JAEA-Review-2024-004.pdf:3.39MB

本報告書は、日本原子力研究開発機構原子力科学研究部門原子力科学研究所バックエンド技術部における2022年度(2022年4月1日から2023年3月31日まで)の活動をまとめたものであり、所掌する施設の運転・管理、放射性廃棄物の処理・管理、施設の廃止措置に関する業務、これらに関連する技術開発及び研究成果の概要を取りまとめた。2022年度の放射性廃棄物の処理実績は、可燃性固体廃棄物が約262m、不燃性固体廃棄物が約113m、液体廃棄物が約203m(希釈処理約72mを含む)であった。新たな保管体の発生数は、200Lドラム缶換算527本であった。公益社団法人日本アイソトープ協会への保管体の返還作業及び保管廃棄していた廃棄物の減容処理を行うことにより、保管体数の削減に取り組んだ結果、最終的に2022年度末の累積保管体数は2021年度から3,902本減の122,925本となった。保管廃棄施設・Lの保管体健全性確認作業は、本格運用を継続して実施した。また、放射性廃棄物処理場が新規制基準に適合していることの確認を受けるため、設計及び工事方法の認可申請を原子力規制庁に対し、順次、実施した。廃止措置に関しては、再処理特別研究棟において、機器の撤去等を実施した。バックエンドに関連する研究・技術開発においては、廃棄物放射能評価法の構築に向けて、採取した廃棄物試料の放射能分析を実施した。また福島第一原子力発電所事故に伴い発生した除去土壌の埋立処分に関する実証事業について、埋立完了後のモニタリングを継続した。

廃止措置における原子力発電所職員のジェネラティビティと知識マネジメント

小林 重人*; 樽田 泰宜; Zhao, Q.*; 橋本 敬*

横幹, 18(1), p.26 - 36, 2024/04

https://doi.org/10.11487/trafst.18.1_26

The decommissioning of nuclear power plants and staff turnover may lead to a depletion of accumulated knowledge. Despite the implementation of nuclear knowledge management, current efforts primarily focus on preserving knowledge without adequate consideration of knowledge creation and inheritance. This study examines the correlation between generativity, job competence, and social support among nuclear power plant staff in the decommissioning process. Generativity refers to the capacity to create something new, promote it, and pass it on to future generations. The research hypothesis posits that staff with plant operating experience will exhibit lower generativity scores than those without such experience. However, the results indicate no substantial variation in generativity scores, but there is a significantly higher social support score among staff with operating experience. The study highlights the significance of knowledge management, incorporating the concept of generativity, in facilitating knowledge acquisition activities across the organization.

A Study on the effects of photogrammetry by the camera angle of view using computer simulation

中村 啓太; 羽成 敏秀; 松本 拓; 川端 邦明; 八代 大*

Journal of Robotics and Mechatronics, 36(1), p.115 - 124, 2024/02

https://doi.org/10.20965/jrm.2024.p0115

During the decommissioning activities, a movie was shot inside the reactor building during the investigation of the primary containment vessel by applying photogrammetry, which is one of the methods for three-dimensional (3D) reconstruction from images, to the images from this movie, it is feasible to perform 3D reconstruction of the environment around the primary containment vessel. However, the images from this movie may not be suitable for 3D reconstruction because they were shot remotely by robots owing to limited illumination, high-dose environments, etc. Moreover, photogrammetry has the disadvantage of easily changing 3D reconstruction results by simply changing the shooting conditions. Therefore, this study investigated the accuracy of the 3D reconstruction results obtained by photogrammetry with changes in the camera angle of view under shooting conditions. In particular, we adopted 3D computer graphics software to simulate shooting target objects for 3D reconstruction in a dark environment while illuminating them with light for application in decommissioning activities. The experimental results obtained by applying artificial images generated by simulation to the photogrammetry method showed that more accurate 3D reconstruction results can be obtained when the camera angle of view is neither too wide nor too narrow when the target objects are shot and surrounded. However, the results showed that the accuracy of the obtained results is low during linear trajectory shooting when the camera angle of view is wide.

JMTRの廃止措置移行後の事故影響評価

永田 寛; 大森 崇純; 前田 英太; 大塚 薫; 中野 寛子; 花川 裕規; 井手 広史

JAEA-Review 2023-033, 40 Pages, 2024/01

JAEA-Review-2023-033.pdf:1.39MB

JMTR原子炉施設は2017年4月の「施設中長期計画」において廃止施設に位置付けられたことから、廃止措置計画認可申請書を原子力規制委員会に提出するに当たり、廃止措置計画に記載する必要がある、廃止措置の工事上の過失等があった場合に発生すると想定される原子炉施設の事故の種類、程度、影響等の評価をするため、廃止措置計画の第1段階で想定される事故について、その種類の選定と程度、一般公衆への被ばく影響の評価を行った。廃止措置計画の第1段階で想定される事故として燃料取扱事故及び廃棄物の保管中の火災を選定し、大気中に放出された放射性物質による一般公衆への被ばく線量の評価を行ったところ、最大でも1.910mSv(廃棄物の保管中の火災)であり、判断基準(5mSv)に比べて小さく、一般公衆に対して著しい放射線被ばくのリスクを与えることはないことが分かった。

Feasibility study of reactor radiation photon spectroscopy in Fugen for nuclear decommissioning

冠城 雅晃; 宮本 勇太; 森 教匡; 岩井 紘基; 手塚 将志; 黒澤 俊介*; 田川 明広; 高崎 浩司

Journal of Nuclear Science and Technology, 9 Pages, 2024/00

https://doi.org/10.1080/00223131.2024.2417786

Nuclear decommissioning has recently accelerated, particularly following the accident at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station, Tokyo Electric Power Holdings. -ray/X-ray (radiation photon) spectroscopy provides information on the types of radionuclides with radiation photon emissions. Radiation photon spectroscopy in a control rod guide tube positioned at the center of Fugen was conducted. Fugen is a prototype advanced thermal reactor with 165 MWe electric power generation that is being decommissioned. The dose rates measured in a control rod guide tube positioned at the center of the reactor were 4.1 - 9.1 Gy/h. The dose rate considerably increased at a position close to a tank that contained Co caused by the radioactivation of stainless steel. Radiation photon spectroscopy was performed without radiation shielding, identifying Co with an energy resolution better than 5.4% at 1333 keV and Nb with an energy resolution better than 5.9% at 871 keV.

Aerosol characterization during heating and mechanical cutting of simulated uranium containing debris; The URASOL project in the framework of Fukushima Daiichi fuel debris removal

Porcheron, E.*; Journeau, C.*; Delacroix, J.*; Berlemont, R.*; Bouland, A.*; Lallot, Y.*; 坪田 陽一; 池田 篤史; 三次 岳志

Proceedings of International Conference on Environmental Remediation and Radioactive Waste Management (ICEM2023) (Internet), 5 Pages, 2023/10

https://doi.org/10.1115/ICEM2023-110133

福島第一原子力発電所(1F)の損傷した原子炉の廃止措置における重要な課題である燃料デブリの切断作業における放射性エアロゾルの発生と飛散を評価する目的で行われたURASOLプロジェクトにおいて、模擬燃料デブリの加熱および機械的切断に伴い生成するエアロゾルの質量濃度、リアルタイム数密度、質量基準の粒径分布、形態、および化学的特性の観点からの特性評価について報告する。加熱試験においては温度上昇に伴う粒径増大が観察され、粒子数密度に関しては劣化ウランを用いた模擬燃料デブリを用いた例がHf含有模擬燃料デブリを用いた試験よりも小さい数密度であった。機械的切断においてはエアロゾルの空気動力学的質量中央径は、放射性試料と非放射性試料でほぼ同程度(約3.74.4m)であった。

Radiation imaging of a highly contaminated filter train inside Fukushima Daiichi Nuclear Power Station Unit 2 using an integrated Radiation Imaging System based on a Compton camera

佐藤 優樹; 寺阪 祐太

Journal of Nuclear Science and Technology, 60(8), p.1013 - 1026, 2023/08

https://doi.org/10.1080/00223131.2022.2159894

The Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (FDNPS) suffered a meltdown in the aftermath of the large tsunami caused by the Great East Japan Earthquake that occurred on 11 March 2011. A massive amount of radioactive substance was spread over a wide area both inside and outside the FDNPS site. In this study, we present an approach for visualizing a radioactive hotspot on a standby gas-treatment system filter train, a highly contaminated piece of equipment in the air-conditioning room of the Unit 2 reactor building of FDNPS, using radiation imaging based on a Compton camera. In addition to fixed-point measurements using only the Compton camera, data acquisition while moving using an integrated Radiation Imaging System (iRIS), which combines a Compton camera with a simultaneous localization and mapping device and a survey meter, enabled the three-dimensional visualization of the hotspot location on the filter train. In addition, we visualized the hotspot and quantitatively evaluated its radioactivity. Notably, the visualized hotspot location and estimated radioactivity value are consistent with the accident investigation report of the FDNPS. Finally, the extent to which the radioactivity increased the ambient dose equivalent rate in the surrounding environment was explored.

バックエンド技術部年報(2021年度)

バックエンド技術部

JAEA-Review 2023-001, 136 Pages, 2023/06

JAEA-Review-2023-001.pdf:10.65MB

本報告書は、日本原子力研究開発機構 原子力科学研究部門 原子力科学研究所 バックエンド技術部における2021年度(2021年4月1日から2022年3月31日まで)の活動をまとめたものであり、所掌する施設の運転・管理、放射性廃棄物の処理・管理、施設の廃止措置に関する業務、これらに関連する技術開発及び研究成果の概要を取りまとめた。2021年度の放射性廃棄物の処理実績は、可燃性固体廃棄物が約206m、不燃性固体廃棄物が約155m、液体廃棄物が約113m(希釈処理約81mを含む)であった。新たな保管体の発生数は、200Lドラム缶換算で760本であった。公益社団法人日本アイソトープ協会への保管体の返還作業及び保管廃棄していた廃棄物の減容処理を行うことにより、保管体数の削減に取り組んだ結果、最終的に2021年度末の累積保管体数は2020年度から3,777本減の126,827本となった。保管廃棄施設・Lの保管体健全性確認作業は、本格運用を継続して実施した。また、放射性廃棄物処理場が新規制基準に適合していることの確認を受けるため、設計及び工事方法の認可申請を原子力規制庁に対し、順次、実施した。廃止措置に関しては、再処理特別研究棟、液体処理場、圧縮処理建家及び核融合炉物理実験棟(FNS)において、機器の撤去等を実施した。バックエンドに関連する研究・技術開発においては、廃棄物放射能評価法の構築に向けて、採取した廃棄物試料の放射能分析を実施した。また福島第一原子力発電所事故に伴い発生した除去土壌の埋立処分に関する実証事業について、埋立完了後のモニタリングを継続した。