大電流CW電子線形加速器からの電子ビームを用いた中性子発生の検討

Survey on neutron production by electron beam from high power CW electron linear accelerator

遠山 伸一  

Toyama, Shinichi

サイクル機構では大電流CW電子線形加速器の開発を進めている。加速器では、スポレーションや光核反応により、中性子の発生が可能である。大電流CW電子線形加速器から発生する大電流の電子線の利用方法の一つとして、制動輻射により発生する中性子源としての利用が考えられる。実際に、数100MeVの電子線形加速器では中性子を利用する施設として用いられている場合が多い。本報告では、量子工学試験施設の大電流CW電子加速器による中性子の発生量を評価した。本加速器の現在の最大加速電子エネルギーは10MeVと低いが、設備の能力を勘案して加速し得るエネルギー17、35MeVも含め評価した。また、中性子発生標的には、通常用いられる重金属に加えて、発生しきい値の低いベリリウムを中性子発生標的として評価を行った。評価は、中性子発生効率を高めるため、標的物質の輻射長や中性子断面積から標的での電子エネルギー損失や中性子エネルギー損失が最小となる厚みを仮定し、既存の核データを用いて評価した。その結果、ベリリウムや鉛を標的として既存の加速器能力では、10MeVで1.910の10乗個/秒、17MeVで6.110の13乗個/秒、RFの増強を行ない、デューティの小さくなる35MeVで4.810の13乗個/秒程度のスポット中性子源が得られることが分かった。中性子収量を増大させるためには、光核反応による標的の熱除去が課題であり、そのためにしゃへいや冷却系の増強が必要となることが分かった。また、他施設との比較を行なった。結果評価で得られた中性子数では、中性子ラジオグラフィ等の照射試験のほか、鉛スペクトロメータ等による核データの測定が実施されていることが判明した。

In Japan Nuclear Cycle Development Institute, the development of high current CW electron linear accelerator is in progress. It is possible for an accelerator to produce neutrons by means of a spallation and photo nuclear reactions. Application of neutron beam produced by bremsstrahlung is one of ways of the utilization for high current electron accelerator. It is actual that many electron linear accelerators which maximum energy is higher than a few hundreds MeV are used as neutron sources. In this report, an estimate of neutron production is evaluated for high current CW electron linear accelerator. The estimate is carried out by 10 MeV beam which is maximum energy limited from the regulation and rather low for neutron production. Therefore, the estimate is also done by 17 and 35 MeV beam which is possible to be accelerated. Beryllium is considered as a target for lower electron energy in addition to Lead target for higher energy, because Beryllium has low threshold energy for neutron production. The evaluation is carried out in account of the target thickness optimized by the radiation length and neutron cross section reducing the energy loss for both of electron and neutron, so as to get the maximum number of neutrons. The result of the calculations shows neutron numbers 1.9 10, 6.1 10 and 4.8 10 (n/s), respectively, for 10, 17,and 35 MeV with low duty. The thermal removal from the target is one of critical points. The additional shielding and cooling system is necessary in order to endure radiation. A comparison with other facilities are also carried out. The estimate of neutron numbers suggests the possibility to be applied for neutron radiography and measurement of nuclear data by means of Lead spectrometer, for example.