1F廃炉に向けた放射線源逆推定及び線源対策に係るデジタル技術の研究開発; 3D-ADRES-Indoor:デジタル技術を集約するプラットフォームの現状紹介

町田 昌彦; 山田 進; Kim, M.; 奥村 雅彦; 宮村 浩子; 志風 義明; 佐藤 朋樹*; 沼田 良明*; 飛田 康弘*; 山口 隆司; et al.

RIST News, (69), p.2 - 18, 2023/09

https://www.rist.or.jp/rnews/69/69s2.pdf

福島第一原子力発電所(1F)建屋内には、原子炉内から漏洩した放射性物質の汚染により高い放射線量を示す地点が多数存在し、廃炉作業を円滑に進める上での大きな障害の一つとなっている。この課題解決に資するため、日本原子力研究開発機構(JAEA)は、経済産業省の廃炉・汚染水対策事業費補助金「原子炉建屋内の環境改善のための技術の開発(被ばく低減のための環境・線源分布のデジタル化技術の開発)」を受託し、令和3年度より2年間に渡り、放射線源の逆推定と推定線源に対する対策を仮想空間で実施可能とするためのデジタル技術の研究開発を実施してきた。本記事では、上記プロジェクトの成果(以下、前期プロジェクトと呼び、その2年間の研究開発の成果)を紹介する他、令和5年度4月より、新たに開始した継続プロジェクト(以下、後期プロジェクトと呼ぶ)の計画についても報告する。前期プロジェクトにて当初予定していた機械学習技術(LASSO)については、建屋内の複雑な構造情報と汚染源の性質を反映した一つの派生版手法へと結実させた成果を報告する他、実際の原子炉施設での検証結果を示す。更に、開発技術を集約したプラットフォームとしての機能を持つソフトウエア:3D-ADRES-Indoorを紹介し、継続して実施する予定の後期プロジェクトの研究開発計画も紹介する。

LASSO reconstruction scheme for radioactive source distributions inside reactor building rooms with spectral information and multi-radionuclide contaminated situations

Shi, W.*; 町田 昌彦; 山田 進; 吉田 亨*; 長谷川 幸弘*; 岡本 孝司*

Annals of Nuclear Energy, 184, p.109686_1 - 109686_12, 2023/05

https://doi.org/10.1016/j.anucene.2023.109686

Clarification of radioactive source distributions is one of the most important steps in initial decommissioning of not only normally shutdown reactors but also damaged ones by accidents like Fukushima Daiichi Nuclear Power Plants (FDNPP). Generally, since radioactive hot spots are restricted into specific areas in normal operating conditions, the clarification scheme can be mapped onto the inverse estimation in sparse source distributions. On the other hand, the fact that radioactive hot spots are largely spread in unknown manner as seen in FDNPP motivates to construct an inversion scheme in non-sparse source conditions. Thus, a reconstruction scheme applicable to both sparse and non-sparse radioactive distributions is highly in demand. In addition, a variety of radionuclides is produced in reactors. Thus, we also need a scheme to distinguish each source distribution in mixed multi radionuclides. In this paper, we confirm that the inverse estimation scheme using Least Absolute Shrinkage and Selection Operator (LASSO) method with spectral information commonly shows excellent performance in the above all situations. The proposed LASSO scheme with the spectral information enables to reduce the number of measurement points in sparse conditions, while information proliferation by sensing the spectrum makes it possible to directly reconstruct source distribution as almost solvable problems in non-sparse ones. Moreover, the LASSO scheme allows to reconstruct the source distribution of each potential radionuclide in multi-radionuclide coexisting situations. Consequently, we confirm that the LASSO scheme to reconstruct radioactive sources is promising for the future nuclear decommissioning projects widely from normally shutdown reactors to damaged ones like FDNPP.

LASSO reconstruction scheme to predict radioactive source distributions inside reactor building rooms; Practical applications

町田 昌彦; Shi, W.*; 山田 進; 宮村 浩子; 吉田 亨*; 長谷川 幸弘*; 岡本 孝司; 青木 勇斗; 伊藤 倫太郎; 山口 隆司; et al.

Proceedings of Waste Management Symposia 2023 (WM2023) (Internet), 11 Pages, 2023/02

In order to find radioactive hot spots inside reactor building rooms from structural data together with air dose rate measurement data, Least Absolute Shrinkage and Selection Operator (LASSO) has been recently suggested as a promising scheme. The scheme has been examined in simplified room models and its high estimation feasibility has been confirmed by employing Particle and Heavy Ion Transport code System (PHITS) as a radiation simulation code. In this paper, we apply the scheme to complex room models inside real reactor buildings. The target rooms are pool canal circulation system room and main circulation system room in Japan Materials Testing Reactor (JMTR) at Oarai area, Japan Atomic Energy Agency (JAEA). In these real rooms, we create STL format structural data based on Computer Aided Design (CAD) models made directly from their point group data measured by laser scanning devices, and we notice that the total number of their surface meshes in these real rooms reaches to the order of 1 million. Then, this order of the mesh number clearly indicates that one needs a simplified radiation simulation code considering only direct transmission of gamma ray as a radiation calculation instead of PHITS demanding high computational costs. By developing such a simplified code and customizing it to perform LASSO scheme, we consequently confirm that LASSO scheme driven by the simplified simulation can also successfully predict unknown radioactive hot spots on real structural models.

人形峠環境技術センターに係わるリスクコミュニケーション活動,2(委託研究)

薮田 尚宏*; 河合 潤*; 氷川 珠江*; 時澤 孝之; 佐藤 和彦; 古賀 修

JAEA-Review 2008-015, 92 Pages, 2008/11

JAEA-Review-2008-015.pdf:11.88MB

人形峠環境技術センター及び岡山県と鳥取県に跨り点在する核原料物質鉱山関連施設を廃止するにあたって、以下の検討を行い、周辺住民や自治体の理解を得ながら円滑に措置を進めるためのリスクコミュニケーション活動を実施した。リスクコミュニケーションの実践策として、人形峠におけるウラン燃料の開発事業を題材に、地元の高校生がエスノグラフィ手法を用いて調べた。ウランの開発に取り組んだ技術者や地元の人々といった社会集団に焦点を当て、50年前にウラン鉱床の露頭が発見されてからの人形峠の歩みや今日の状況について描出した。津山高校の社会問題研究部によるエスノグラフィ・プログラムは平成18年度の取り組みで2年目を迎えた。今回は研究成果の発表に加え、同種の取り組みを開始している他校との交流会も行い、意義や課題などを具体的に見据えた活動実績を得た。

センター鉱山跡措置に係わるリスクコミュニケーション活動の実施に伴う支援

薮田 尚弘*; 河合 潤*; 氷川 珠江*

JNC TJ6420 2005-001, 88 Pages, 2005/02

JNC-TJ6420-2005-001.pdf:4.27MB

人形峠環境技術センター(以下、センター)及び岡山県と鳥取県に跨り点在する核原料物質鉱山関連施設を廃止するにあたって、以下の検討を行い、周辺住民や自治体の理解を得ながら円滑に措置を進めるためのリスクコミュニケーション活動を実施した。昨年度検討したリスクコミュニケーション方策の基本的な方向性に基づき、具体的な展開の試案として「街づくりのイメージ」を検討した。さらに検討を進め、"高校生の視点により、人形峠を取り巻く地域の過去と将来を描く"との「高校生エスノグラフィ」の提案が生まれた。この提案については、意義や実現性がともに高く、有望と考えられたため、センターが行うリスクコミュニケーション活動の実践案として活動を進めた。また、エスノグラフィ・プログラムを実施するにあたって予め調査範囲のイメージを明らかにするために、岡山県北部、上齋原村、人形峠ウラン鉱山、日本のエネルギー開発・原子力利用の4つの領域について、基本的な事項を整理した。さらにセンターが行う、人形峠の将来像を共有するためのコミュニケーション全体の位置づけについて検討した。また、リスクコミュニケーション活動を行ううえでの危機管理対策についても検討を加えた。

目標達成度評価システムによる評価の実施

小西 康哉*; 園山 実*; 鈴木 敦士*

JNC TJ9400 2005-004, 150 Pages, 2004/02

JNC-TJ9400-2005-004.pdf:2.51MB

核燃料サイクル開発機構では、昨年度までに、FBRサイクル目標達成度評価システムを構築し、その機能拡張の検討を実施してきた。同システムは、FBRサイクル概念候補どうし、また、FBRサイクルと他電源システムとを、多面的に比較評価しようとするAHP (Analytic Hierarchy Process)手法を基本としたシステムである。今年度は、同システムを用いて、FBRサイクル候補概念22ケース、および、FBRサイクルと他電源システム(軽水炉、火力発電、風力発電等)の間の目標達成度評価を実施した。評価の視点として、経済性、資源有効利用性、環境負荷低減性、核拡散抵抗性、安全性の各項目に加え、技術的な実現性や社会的受容性に関連する項目も取り込んだものとした。また、今後わが国において起こり得ると思われる社会的変化を検討し、それらを組み合わせて将来シナリオを4通り設定した上で、各シナリオの下で妥当と思われる重み付けを、その算出ロジックとともに検討した。なお、評価視点や評価構造の設定や、シナリオの設定の過程においては、OR (Operations Reserch)分野やエネルギー分野の各専門家より批評を召集した。

地層処分の性能評価におけるシナリオ解析の高度化(III); 成果報告書

大久保 博生*

JNC TJ8400 2004-008, 264 Pages, 2004/02

JNC-TJ8400-2004-008.pdf:2.25MB

第2次取りまとめにおけるシナリオ解析では、国際的なコンセンサスの得られたアプローチを踏襲しつつシナリオの作成を行い、一定の評価を得ているものの、シナリオから解析ケース設定までの手順の透明性の向上が課題として指摘された。そこで、本年度は、この成果を踏まえ、まず、シナリオ解析の透明性や追跡性をさらに向上させるとともに、結果をわかりやすく示していくための方法論のより実務的なワークフレームの構築、さらにシナリオの試作などを通じた方法論の見直しや今後の課題の整理を行った。次に、変動シナリオに関する解析技術の検討を行った。まず、諸外国で検討されている変動シナリオを調査し、その評価状況を整理した。特に、日本における地震、断層活動、火成活動の3つのシナリオを評価するための技術的知見を整理した。さらに、これらの変動シナリオ毎に、想定される発生様式と影響パターンに基づき、解析対象とすべき変動タイプを設定し、その取り扱い概念、モデリング要件、必要なデータ情報を明らかにした。以上の検討結果により、今後の性能評価におけるシナリオ解析の高度化の方向性と取り組むべき課題が明確化された。

小型軽量化を極限まで追求した超安全・超小型原子炉の研究,原子力基礎研究 H11-002(委託研究)

神戸 満*; 角田 弘和*; 三島 嘉一郎*; 川崎 亮*; 岩村 公道

JAERI-Tech 2003-016, 68 Pages, 2003/03

JAERI-Tech-2003-016.pdf:4.37MB

本研究は、月面用の超安全・超小型原子炉RAPID-L(ウラン窒化物燃料リチウム冷却高速炉:電気出力200kW)に関するものである。原子炉はリチウム冷却の高速炉で、熱電変換システムにより発電し、廃熱はラジエーターパネルからの放射によって逃がす。RAPID-Lでは10年間連続運転が可能なウラン窒化物燃料の炉心を採用している。さらにRAPID燃料交換方式を採用する。これはカートリッジ式の一体型炉心を使う方式で、月面上でも迅速容易な燃料交換を可能にしている。したがって燃料交換後さらに10年間の運転が可能になる。本原子炉では従来型の制御棒を削除し、液体ポイズンのリチウム-6を使用する反応度制御装置(Lithium Expansion Module: LEM),原子炉停止装置(Lithium Injection Module: LIM)及び原子炉起動装置(Lithium Release Module: LRM)を採用し、無人での完全自動運転を可能とした。原子炉は総重量7.6tonで、通常のロケットにより1回で打ち上げが可能な寸法及び重量である。原子炉構造は直径2m,高さ6.5mである。信頼性向上のため可動機器を削除する方針で、エネルギー変換方式としては筆者らが開発中の高性能熱電変換システムを採用する。

地層処分の性能評価におけるシナリオ解析の高度化(II); 成果報告書

大久保 博生*

JNC TJ8400 2003-051, 298 Pages, 2003/02

JNC-TJ8400-2003-051.pdf:3.31MB

本研究では、まず、核燃料サイクル開発機構が作成した天然バリアに関するFEP情報データの記述レベルや記載内容等について、最新の情報を踏えて多角的に検討した。具体的には、記述項目の統一、記述の詳細度や他のFEPとの相関性のチェック、第2次取りまとめとの照合、第2次取りまとめ以降の情報の反映などを行い、FEP毎に記載内容を整理・変更した。次に、シナリオ解析手法に関する検討を行った。具体的には、緩衝材を例に、基本シナリオと火成活動シナリオについて、相互関連性マトリクスとPPM(パラメータ、プロセス、モデル)データベースを用いた計算ケース設定までの一連のプロセスを明示した。また、相関関係マトリクスを用いる手法との比較を通じ、今後の課題を整理した。最後に、地層処分システムに対し、変動シナリオをより現実的に解析するための評価技術に関する検討を行った。具体的には、隆起・侵食シナリオに関してどのような概念・数学モデルが考えられるのかを検討・提示した。以上の検討結果により、今後の性能評価におけるシナリオ解析の高度化の方向性と取り組むべき課題が明確化された。

BN及びBFS炉心解析システムの整備(2)

船曳 淳*; 角田 弘和*

JNC TJ9410 2002-001, 96 Pages, 2002/03

JNC-TJ9410-2002-001.pdf:2.94MB

BN及びBFS炉心体系を正確にモデル化することのできる3次元Hex-Z体系用解析コードの汎用性を向上させ、高精度な核特性解析を実現するために以下の整備を行った。 NSHEX用3次元Hex-Z体系用輸送摂動計算コードのノード内中性子束再構築法を改良した。併せて、ノード内中性子束再構築法を用いて得られる中性子束分布を基に、ピーキング係数、最大線出力等の設計パラメータを計算するための機能を3次元Hex-Z体系用輸送ノード法計算コードNSHEX-BURNに追加した。 3次元Hex-Z体系用有限差分法輸送計算コードMINIHEXを実用レベルに改良するため、キャッシュチューニング等のプログラム構造の改良、加速法の適用、並列計算版の整備を実施した。プログラム構造の改良及び中性子束外挿法の適用によって約3.8倍の速度向上を得た。 さらに並列化を実施することにより共有メモリ型並列計算機GP7000上で約5.3倍(9PE使用)、EWSクラスタ上で1.5倍(4PE使用)の速度向上が得られた。また、並列計算機を整備したことにより、MINIHEXとのインターフェイス機能を追加整備した。 これにより、MINIHEXで計算した中性子束を用いた反応率計算が可能となった。MINIHEX用の3次元輸送摂動計算コードSNPERT-HEXZをベースにMINIHEX用3次元摂動計算コードを整備した。これにより、MINIHEXで計算した中性子束及び固有値を用いた摂動計算が可能となった。