英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業
廃炉加速化研究プログラム「可搬型加速器X線源・中性子源によるその場燃料デブリ元素分析および地球統計学手法を用いた迅速な燃料デブリ性状分布の推定手法の開発」
文科省 英知事業 成果報告会

令和3年3月10日
研究代表者：上坂 充
東京大学大学院工学系研究科・原子力専攻・教授
芝 知宙

日本原子力研究開発機構

研究目標
福島第一原子力発電所の廃炉に伴う燃料デブリ取り出し作業に関して、炉内に存在する燃料デブリの塊の全体の物理・化学的な性状が不確かであることが取り出し作業の障害となると予想される。その物理・化学的な性状を把握することはデブリ取り出しの迅速化や作業安全性、計量管理に資すると考えられる。
本課題では、燃料デブリ塊の性状分布の作成を目的としたシステムの提案と実証を行う。本システムは、サンプリングされてきた燃料デブリ小片について、小型・可搬型加速を用いた元素分析を行い、その結果をクリギングと呼ばれる地球統計学手法に適用することによって、その場で炉内部のデブリ塊の性状分布推定を行うシステムを開発することを目的としている。
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全体計画

取り出しロボット
通った経路の放射線計測・画像データ（=CB)

デブリサンプル

デブリ塊

本事業のスコープ
外
本事業のスコープ

CB

小型・可搬型
加速器X線源CA
デブリサンプル
組成情報（=CA)

その場 元素分析CT装置

地球統計学手法によるデブリ塊マップ

デブリ塊の物理・化学指標*分布がその場で得られる！
*放射能、微細構造、化学組成、U・Pu含有率、燃焼度など→作業員の被曝低減化、取り出し作業のしやすさ（デブリの硬さ）、計量管理等、これらの情報を間接的に得られる！ 3

その場燃料デブリ元素分析手法の開発4

二色X線CT5

二色X線CTの原理

異なるX線スペクトルの線源でそれぞれCTを取る。
→2つの画像間に、元素による違いが現れる。
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線源弱係数の測定
・東大の950keV・3.95MeV X線源を用いて、予め物質の線減弱係数を測定する。
→元素識別のルックアップテーブルとして準備
・実際に実験を行って、東大のX線源に対する減弱係数の測定を行った。

減弱係数比
Pb：3.06
Fe：1.76※950keVは鉛フィルター5mm
3.95MeVは鉛フィルター20mm

7二色X線CTの実験

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二色X線CTの実験

これを950keV、3.95MeVの両X線源について行い、両者の画像から元素識別を実施する。
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特性X線2色（Co60(1.25MeV),
Ir192(370keV)） X線CT(Fe/Ag/Pb 1-8mmt)での評価• Beam Harding(重く厚い部分は低エネルギーX線は散乱され、その部分は実際より高元素番号に評価されてしまう)によって、数百keV以下のX
線では高元素番号の過大評価の誤差が顕著。
• 単体試料より3層試料の方がBeam Hardingの影響が出やすい。
• 再構成計算手法でも差が出る。低高空間周波数成分の重みが変わる。
• 特性X線2色CTでFeとU/Puの識別は可能と考えられる。
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試料作製 : 模擬燃料デブリ試験片①(mm)B4 CCeO2-1

CeO2-2

Zr-1

Zr-2

Length

7.25

6.45

7.10

6.90

6.90

Width

5.10

2.90

2.50

2.95

5.05

Height

3.30

4.80

4.80

5.05

3.10

進捗
•

角状のFeブロックにB4C、CeO2、Zrが配置された模擬燃料デブリ試験片を作製した.

•

上記試料は、２色X線CT試験に提供した.
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試料作製 : 模擬燃料デブリ試験片②
HIP処理材
1200℃ x 1 hr, 100 MPa
試料101010 mm
Pure Zr∼7 x 3 mm

ブロック材

スライス材

進捗
•

角状のFeブロック中にZrが配置された模擬燃料デブリ試験片を作製した.
概ね、目標寸法の模擬デブリ(Zr)を角状Fe中に埋め込んだ試料を作製した.

•

上記試料は、２色X線CT試験に提供した.
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模擬デブリサンプル
Fe/Zr

Fe/CeO2Fe/B4CFe13模擬燃料デブリの2色X線CT実験・解析
コンクリート・ジルコニウム混合物を樹脂でモールドモールドに鉛板を貼り付け

鉛950 keV

3.95 MeV

10mm角の鉄の内部にジルコニウム(6.9mm×6.0mm×2.9mm)
外側に鉛板4mmを貼り付け
Zr層

Fe層

950 keV

Fe層

3.95 MeV

14模擬200mm直径収納缶燃料デブリ

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3.95MeV X線源による収納缶内CT結果

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3.95MeV X線源による収納缶内CT結果
ワーク4種(収容缶なし) 3.95MV線源、22min撮影データ
ワーク1. Pb + (Fe + Zr)
総体積1115.48mm^3■ 領域 1 Pb
輝度範囲 45044～65535、体積 235.60mm^3■ 領域 2 Fe
輝度範囲 38175～43522、体積 361.21mm^3■ 領域 3 Zr
輝度範囲 32633～39100、体積 103.01mm^3未確定体積 415.66mm^3
ワーク2. C10 conc/sus/Zr 2014
(Fe 50wt% + Zr 20wt% + コンクリート 30wt%)
総体積5216.57mm^3■ 領域 1 Pb
輝度範囲 41261～57855、体積 161.77mm^3■ 領域 2+3 Fe+Zr
輝度範囲 28197～38789、体積 68.86mm^3■ 領域 4 コンクリート 輝度範囲 19637～25919、体積 207.32mm^3■ 領域 5 包埋樹脂
輝度範囲 9328～19366、体積4591.19mm^3
未確定体積 187.43mm^3
ワーク3. conc/Zr #1 2014
(Zr 100wt% + コンクリート + 包埋樹脂)
総体積8427.31mm^3■ 領域 1 Pb
輝度範囲 38042～59085、体積 338.56mm^3■ 領域 3 Zr
輝度範囲 19242～29666、体積 216.90mm^3■ 領域 4 コンクリート 輝度範囲 14184～20914、体積1855.54mm^3■ 領域 5 包埋樹脂
輝度範囲 11210～33092、体積5559.03mm^3
未確定体積 457.28mm^3ボリュームレンダリング画像

カラーマップ画像

ワーク4. L11 N 1611
(Fe 15wt% + Zr 75wt% + (Gd＋PGM 10wt%) + コンクリート + 包埋樹脂)
総体積7899.75mm^3■ 領域 1 Pb
輝度範囲 42211～61792、体積 142.18mm^3■ 領域 2+3 Fe+Zr
輝度範囲 18794～22303、体積 292.09mm^3■ 領域 4 コンクリート 輝度範囲 14534～22303、体積2616.57mm^3■ 領域 5 包埋樹脂
輝度範囲 7896～22378、体積3332.18mm^3■ 領域 6 Gd+PGM
輝度範囲 29788～41801、体積 1.89mm^3
未確定体積 1514.84mm^3173.95MeV X線源による収納缶内CT結果
ワーク4種(収容缶なし) 3.95MV線源、22min撮影データ■ 領域 2+3■ 領域 2+3■ 領域 6■ 領域 1 Pb■ 領域 6 Gd+PGM■ 領域 2 Fe■ 領域 3 Zr■ 領域 4 コンクリート■ 領域 5 包埋樹脂

■ 領域 2+3 Fe+Zr

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中性子による分析

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元素分析手法 - 中性子による分析

・同位体によって中性子のエネルギーごとに異なる吸収ピークを有する→サンプル透過中性子のエネルギーを測定することで内部の核物質測定ができる（中性子共鳴透過分析, NRTA）
・ウランやプルトニウムは比較的低い中性子エネルギーにも共鳴を持つ→小型中性子源システムによる短距離TOFで識別が可能
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3.95MeV X線源 + ベリリウムによる中性子源
光核反応による中性子発生
9
4𝐵𝑒 + 𝛾→ 84𝐵𝑒 + 𝑛Threshold : 1.665 MeV

最大中性子生成率 3.38×107 n/s
（計算値）
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Detector
window

20x20mmsample(indium+tungsten)

Boronblock22

インジウム+タングステン 100x100x0.6mm3厚23

1.2mm厚, 20mm×20mmサンプル24

臨界安全のための注入Bの影響の評価
U/Pu模擬試料にB試料を添付し、中性子共鳴吸収TOR測定を実施。
中性子共鳴の井戸波形への影響を評価。

Detector window

Indium 0.3 mmt

Detector window

Indium 0.3 mmt
Boron 2.0 mmt

25Bによる中性子吸収は1eV以下で顕著。
Uの吸収にはほとんど影響なし。
Puの吸収の井戸は浅く見える。
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燃料デブリ用3次元クリギング手法の開発と応用

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燃料デブリ用3次元クリギング手法の開発
燃料デブリの安全な取り出しに資するために、燃料デブリ内の物理・化学指標の分布（マップ）を推定する、地球統計学手法のコードを開発する。具体的には、クリギングと呼ばれる手法を用いて、デブリの性状マップを作成する。
加えて、このクリギングを燃料デブリの計量管理に用いる方策を検討する。

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クリギングとは• 空間的に離散したデータの内外挿手法で、鉱山採掘技術から発達• 限られたボーリング・サンプリング点から、山という大きなスケールの鉱床の分布を推定する必要があった• 地球物理など、様々な分野で使用されている、近年特に発達した統計学の一分野で、原子力への応用例もある• 廃止措置を行った原子力施設の空間線量率分布、etc

使用方法
1. デブリ塊中のある物理・化学的な指標Aの濃度（CAとする）を知るためにサンプリングを行う。
2. サンプリング点の内外挿にクリギングを用いる。
• Aのサンプリング点のみの情報でCAの分布を推定→通常クリギング• 精度を上げようとした時に、欲しいAと相関を持つ量Bを組み合わせて、そのBの濃度（ CBとする）の分布情報（＝ソフトデータ）を補助的に使い、 CAのより確からしい分布を求める→外生ドリフト・クリギング

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クリギング計算コードの開発
計算コード開発の目的⚫ 少ないサンプリングデータから、デブリ内核物質量分布を得る手法を開発する⚫ クリギング手法を適用し、その実行可能性を検討する⚫ 外生ドリフトデータが所与の場合に、それを取り込んだ外生ドリフトクリギングの有効性を検討する
計算コードが必要とする重要な機能
1. バリオグラム計算◆ クリギング計算を行う上で重要となるサンプリング間の類似度に関連した指標を計算する
2. クリギング計算
3. 外生ドリフト計算
以上を踏まえて計算コードの開発を行った

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テスト計算製作した計算コードのテスト計算を行った。計算方法と計算条件は以下の通り：
計算方法⚫ 予め「真値（核物質量分布)」を用意し、サンプリングデータを作成する⚫ 別途、外生ドリフトデータ（本検討では数値化された色情報を想定）を用意する⚫ 外生ドリフトデータ無と有の場合の結果を真値と比較・検討する
計算条件⚫ デブリの大きさは405×405×195 (cm)
⚫ デブリを27×27×13＝9477のメッシュに分割する⚫ サンプリング点を6×6×3＝108点とする⚫ 外生ドリフトデータ点を6×6×12＝432点とする⚫ 球形バリオグラムモデルを用いる31

サンプリング点と外生ドリフトデー
タ点

サンプリング点

外生ドリフトデータ点

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計算ケースと計算の流れ
ケース1（外生ドリフトデータなし）
測定値：108地点(6×6×3）

ケース2（外生ドリフトデータあり）
外生ドリフトデータ値：432地点(6×6×12）

外生ドリフトクリギング
通常型クリギング
推定値：432地点(6×6×12）
通常型クリギング
推定値：9477地点(27×27×13）
推定値：9477地点(27×27×13）33

計算結果（例）
デブリ中核物質量の２次元分布図の比較
Z=-97.5

Z=-187.5

真値

推定値(ケース1）

推定値(ケース2） 34

デブリ性状を踏まえた計量管理手法への適用検討
5 gPu/cc
4 gPu/cc
3 gPu/cc

取り出し対象となる燃料デブリ

2 gPu/cc
1 gPu/cc• クリギング計算によりPu含有率の分布が得られた場合を想定• Uであっても手法は同じ
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5 gPu/cc
4 gPu/cc
3 gPu/cc
2 gPu/cc
1 gPu/cc

Pu含有率分布が自明なので、取出し位置を記録しておくだけ。

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仮に収納缶の容積が 1000 cc ならば…

Pu 5kgPu 4kgPu 3kgPu 2kgPu 1kg

デブリ取出しの時点で大よその核物質量が推定できる

計量管理報告値に用いる
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計量管理手法への適用検討結果
計量管理手法難易度（相対値）

課題

クリギング使用の有無

計量管理値の不確かさ（相対値）

炉心計算

非常に簡便

不確かさが大きい。MUFが膨大となる可能性無し

大

核物質量分布クリギング

簡便

コアボーリン
グサンプリン
グデータが必要有り（核物質量分布導出）

中

簡易ガンマ
NDA

中程度

Eu-154の揮発性確認有り（燃焼度分布導出）

小簡易中性子
NDA

中程度

中性子吸収剤の影響の排除

有り（燃焼度分布導出）

小詳細中性子NDA

難しい

中性子吸収剤の影響の排除

有り（燃焼度分布導出）

非常に小38

ご清聴ありがとうございました39