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論文

Effect of shielding design margin on the quantity of fusion reactor material

真木 紘一*; 今野 力; 前川 藤夫; 前川 洋; 林 克己*; 山田 光文*

Fusion Technology, 36(1), p.52 - 61, 1999/07

これまでの核融合炉の遮蔽設計では、安全側に見込んだ、いわゆる、安全ファクターを遮蔽計算値に乗じて遮蔽体の厚さを決定している。本論文では、遮蔽計算値の不確かさの起因カテゴリーを分析して遮蔽設計裕度を定義し、典型的な核融合実験炉を対象に、その物量に対する遮蔽設計裕度の感度解析を実施した。遮蔽実験解析結果等を考慮して実現可能と予想される遮蔽設計裕度として、ITERで採用されている安全ファクター3の代わりにその1/2に削減の可能性のある値1.5を採用すると、装置物量が約0.7%だけ低減できる。この結果は、装置コストが物量に比例すると想定し、典型的な核融合実験炉のコストとして10B$を仮定すると、遮蔽設計裕度に影響しない建屋、付属施設等も考慮して、コスト削減の感度として約55M$の低減に相当する。

論文

Shielding analyses of the ITER NBI ports

佐藤 聡; 高津 英幸; 関 泰; 内海 稔尚*; 山田 光文*; 飯田 浩正; Plenteda, R.*; Santoro, R. T.*; Valenza, D.*; 小原 祥裕; et al.

Fusion Technology, 34(3), p.1002 - 1007, 1998/11

3次元モンテカルロ及び2次元S$$_{N}$$解析により、ITER/NBIポート周辺の遮蔽解析を行った。ITERトーラス全体の1/4(90$$^{circ}$$分)を詳細にモデル化し、MCNP及びDOTを用いて解析を行った。NBIポート周辺の超電導コイルの核的応答を評価すると共に、2次元解析においては、運転中の中性子及び$$gamma$$線輸送解析に加えて、放射化解析及び停止後の$$gamma$$線輸送解析も併せて行い、停止後生体線量率の評価も行った。これらの核的応答の評価に加えて、詳細な3次元モンテカルロ解析により、2次元S$$_{N}$$解析に対する誤差評価も行った。モデル化の詳細な概要及び解析結果等を、本発表において報告する。

論文

Evaluation of the environmental gamma-ray dose rate by skyshine analysis during the maintenance of an activated TFC in ITER

佐藤 聡; 高津 英幸; 真木 紘一*; 山田 光文*; 森 清治*; 飯田 浩正; R.Santoro*

Journal of Fusion Energy, 16(3), p.211 - 218, 1997/00

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

放射化されたトロイダルコイルを、それのみをトーラスから引き抜いた場合と、放射化された真空容器もあわせて引き抜いた場合の、両者に対して、ITER敷地内のガンマ線公衆被曝線量を、2次元S$$_{N}$$スカイシャイン解析により評価した。ITER建家から1kmを敷地境界とした場合、前者の場合は1.1$$mu$$Sv/year、後者の場合は84$$mu$$Sv/yearとなった。前者の場合は、100$$mu$$Sv/yearとした場合の制限値を十分満足している。後者の場合は、一桁の裕度を考慮すると、天井のコンクリートを約14cm(現設計では15cm)厚くする必要がある。

論文

Pre-evaluation of fusion shielding benchmark experiment

林 克巳*; 半田 宏幸*; 今野 力; 前川 藤夫; 前川 洋; 真木 紘一*; 山田 光文*; 阿部 輝夫*

Fusion Engineering and Design, 28, p.525 - 533, 1995/00

核融合装置の遮蔽設計に用いられる設計コードと核データの検証に遮蔽ベンチマーク実験は非常に有効である。効果的な実験体系を選定するためには予備解析が重要になる。今回、FNSで計画されているボイド実験、補助遮蔽体実験、超伝導電磁石(SCM)模擬実験について予備解析を行った。予備解析ではGRTUNCLコードにより作成された初回衝突線源を基に二次元輸送計算コードDOT3.5を用いた。群定数はJENDL-3から作られたFUSION-40を使用した。ボイド実験ではボイドの形状・サイズ・配置について検討し、補助遮蔽体実験では補助遮蔽体候補のB$$_{4}$$C/Pb、W、B$$_{4}$$C/Wの厚さと配置について調べた。また、SCM模擬実験では液体ヘリウム及びSCMの組成を実験的にどのように模擬したらよいかを検討した。これらの検討結果を基に、検出器の効率及び測定時間を考慮して最終的な実験体系を決定した。

論文

Development of a nuclear-thermal coupled calculation code system

菅谷 信一*; 川崎 弘光*; 山田 光文*; 関 泰

Fusion Engineering and Design, 27, p.269 - 274, 1995/00

核融合炉の設計において、トリチウムを固体トリチウム増殖材から回収するためには温度制御が必要で、そのためにはブランケット内での温度分布を精度良く求める必要がある。またプラズマ対向機器などで冷却能力が喪失した場合にも温度変化を精度良く求める必要がある。このような温度分布の時間変化を精度良く求めることを目的として2次元の核熱結合計算コードシステムを開発した。このシステムは2次元放射線輸送計算コードDOT-3.5を、核発熱計算コードAPPLE-3を介して、有限要素に基づく非線型温度解析コードADINATに結びつけたものである。この計算システムを使用して、FNSにおいて測定した黒鉛および炭酸リチウム試料中の核発熱による温度変化を計算した。計算と実験の良い一致により、計算システムの妥当性を示した。

報告書

2次元S$$_{N}$$輸送計算コードDOT3.5用入力データ自動作成パソコンプログラム; DOG-IIの開発

小泉 興一; 林 克己*; 半田 博之*; 山田 光文*; 鴨川 進*; 高津 英幸; 関 泰; 佐藤 聡

JAERI-M 92-106, 62 Pages, 1992/08

JAERI-M-92-106.pdf:1.0MB

2次元放射線輸送計算コードDOT3.5の入力データ作成用のパソコンプログラムを作成した。本プログラムは、幾何形状作成部とパラメータ作成部に分けられ、特に幾何形状入力に関して省力化が図られているので、複雑な形状のモデル作成に有効である。また、既存データの表示と修正を簡易に行うことができ、作業結果は大型計算機へ入力するカードイメージのデータとして得られる。本報告書では、これらの機能の設定と概略機能をまとめると共に、操作マニュアルを添付した。

報告書

ダクトストリーミング簡易計算コードDUCT-IIおよびスカイシャイン簡易計算コードSHINE-IIの開発

林 克己*; 山田 光文*; 秦 和夫*; 増川 史洋; 内藤 俶孝

JAERI-M 91-013, 54 Pages, 1991/02

JAERI-M-91-013.pdf:1.39MB

原子力施設等における遮蔽体中のダクト、スリット等の貫通孔からの漏洩中性子、ガンマ線の評価を簡単におこなえるコードDUCT-II、また原子力施設等を計画するときに必要となる敷地境界での中性子、2次ガンマ線、ガンマ線のスカイシャイン線量の評価を簡単におこなえるコードSHINE-IIを作成した。これらのコードによりベンチマーク問題の解析を行い、簡易設計コードとして使用可能であることがわかった。

報告書

核融合炉のスカイシャイン計算法の評価と核融合実験炉(FER)への適用

山田 光文*; 関 泰

JAERI-M 87-069, 49 Pages, 1987/05

JAERI-M-87-069.pdf:1.07MB

核融合炉の建家の設計においては、一般に炉室の面積がかなり広いので、その建家のコストは天井の厚さに強く依存する。天井の厚さは、敷地境界におけるスカイシャイン線量を許容レベル以下にする要求から決まることが多い。そこでスカイシャイン線量を精度よく評価することが、建屋を設計する上で重要となる。D-T核融合炉についてのスカイシャイン評価が幾つかなされているが、その一致はかならずしも良くない。そこでここでは一回衝突線源計算と2次元Sn輸送計算とを組み合わせたDOT3.5-GRTUNCL-DOT3.5接続計算法を用いて14MeV中性子源に対するスカイシャイン線量を計算し、測定値と比較することにより妥当性を示した。さらにこの計算法を用いて核融合実験炉のスカイシャイン計算を行い、他の方法で求められた結果と比較検討して、相違点を明らかにした。

報告書

核熱結合計算コードシステムの開発

山田 光文*; 湊 章男*; 関 泰; 川崎 弘光*; 前田 正隆*

JAERI-M 86-084, 32 Pages, 1986/06

JAERI-M-86-084.pdf:0.75MB

核融合炉等の設計において核発熱などによる炉コンポ-ネント中の温度分布を精度良く計算するために、核熱結合計算コ-ドシステムを開発した。今回開発した計算システムは2次元体系を対象としており、核発熱が時間的に一定な定常問題のみならず崩壊熱のような非定常問題も取り扱う事ができる。また、結果の図形表示機能を充実させた。本計算システムを用いる事によリ、2次元体系を対象とする核発熱による温度分布を 高い精度で効率良く求める事が可能となった。

報告書

THIDA-2:An advanced code system for calculation of transmutation,activation,decay heat and dose rate

関 泰; 飯田 浩正; 川崎 弘光*; 山田 光文*

JAERI 1301, 125 Pages, 1986/03

JAERI-1301.pdf:2.78MB

D-T燃焼えを行う核融合炉において14MeV中性子によって惹き起こされる放射能は多くの問題を生ずる。誘導放射能は炉停止状態に従事者の近接を制限し、崩壊熱を出し、放射性廃棄物を生み出す。核融合や装置の誘導放射能と周辺の線量率を計算するためにTHIDAコードシステムが1978年に開発された。このTHIDAぬ多数の改良を加えた大幅に進歩させてTHIDA-2とした。主な改良点は以下も通りである。1、3次元計算モデルを取り扱えるようににした。2、遅発ガンマ線の輸送を考慮した精度良い崩壊熱計算。3、データ入力を簡易化して使いやすくした。4、出力形式をわかりやすくするとともにするとともにプロッター出力を加えた。5、バリアブルディメンションの採用により大きな記憶容量を要する問題を解けるようにした。本報告書はTHIDAー2システムを完全な形で説明したものである。

報告書

Monte Carlo Calculation of Characteristics of Source Neutrons and Irradiation Field of the FNS Rotating Target

関 泰; 池田 裕二郎; 大山 幸夫; 中村 知夫; 前川 洋; 川崎 弘光*; 山田 光文*

JAERI-M 84-193, 34 Pages, 1984/10

JAERI-M-84-193.pdf:0.65MB

FNS(Fusion Neutronics Source)における回転ターゲットから生成される源中性子およびターゲット室の照射場の特性を、3次元モンテカルロ法を用いて計算した。反応率のターゲット周囲の角度分布、反応率のターゲット室内の径方向分布と源中性子スペクトルを計算して実験結果と比較した。その結果全ての反応率と源中性子スペクトルについて計算と実験の良い一致が得られた。この良い一致は、計算された中性子源特性が将来のこの回転ターゲットを用いた実験の解析に適用するにふさわしいものであることを示している。

論文

Radioactivation of structural material of superconducting magnet for a fusion reactor

関 泰; 山内 勇*; 山田 光文*; 川崎 弘光*

Journal of Fusion Energy, 3(4), p.241 - 251, 1984/00

D-T核融合炉の超電導トロイダル磁場コイルの構造材としての5種類の候補綱材の放射化の比較研究を行なった。その結果SUS-316の代りに高マンガン綱を用いるヘリウム容器の位置における線量率が、炉停止1日後で約1/3になり、炉停止10年後にはほぼ1/100になることが示された。この減少はSUS-316には0.28W/O含まれているが高マンガン綱には含まれないCo含有量の差に主に起因している。綱材の組成変化に伴う線量率変化の原因を同定するには、新たに定義した構成元素の線量率感度が役立つことを示した。この感度を用いることによりSUS-316を他の類似組成の綱材で置き換えたときの線量率を推定できる。

論文

Evaluation of decay heat in fusion experimental reactor

関 泰; 山田 光文*; 川崎 弘光*

Journal of Nuclear Science and Technology, 21(10), p.727 - 734, 1984/00

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

核融合実験炉(FER)のブランケットと遮蔽における崩壊熱を、最近開発した誘導放射能計算システムTHIDA-2を用いて計算した。炉停止後のいくつかの時間間隔後の崩壊熱を計算した。炉停止後のどの時間においてもFERのブランケットの崩壊熱の除去は核分裂炉よりは困難でないことがわかった。ブランケット中の崩壊熱の詳細な分布を求めるには崩壊熱に伴なって放出される$$gamma$$線の輸送を追う必要があることを示した。評価に使用した$$gamma$$線の発熱定数の妥当性も示した。

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