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論文

Conceptual radiation shielding design of superconducting tokamak fusion device by PHITS

助川 篤彦; 川崎 弘光*; 奥野 功一*

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 2, p.375 - 381, 2011/10

トカマク型定常炉心試験装置(JT-60SA)といった超伝導トカマク核融合装置の3次元中性子・光子輸送解析を、モンテカルロ計算コードPHITSにより実施した。PHITSを用いた解析結果から、装置ポートストリーミング,建屋ダクトストリーミング,スカイシャイン解析についても適用できることがわかった。PHITSの可視化機能により、超伝導トカマク核融合装置に特有の真空断熱容器の遮へい機能の役割が明らかになった。ストリーミング効果の影響を考慮した超伝導トカマク核融合装置のニュートロニクス解析にはPHITSを含む3次元計算コードが必要不可欠である。

論文

PHITSコードのトカマク型核融合試験装置への適用

助川 篤彦; 奥野 功一*; 川崎 弘光*

RIST News, (51), p.20 - 29, 2011/07

PHITS(Particle and Heavy Ion Transport code System)は、旧日本原子力研究所が開発した高エネルギー核反応モデル組込み核子中間子輸送コードNMTC/JAM Ver.2コードをもとに、高度情報科学技術研究機構,東北大学,原子力機構,高エネルギー加速器機構及びスウェーデンのチャルマース大学等により改良された重イオン輸送計算機能を含む、ほぼすべての粒子と重イオン(原子核)の物質中の輸送を計算する3次元モンテカルロシミュレーションコードである。計算結果のグラフ化や2次元のグラフィカルな出力を簡単に見ることができるのが特徴である。トカマク型核融合試験装置の放射線遮へい設計、装置メンテナンス、装置運転の健全性評価のためにコイルの発熱評価、施設内の装置周辺の半導体の放射線損傷評価が要求されるなか、従来の核データを使用するモンテカルロ計算では扱えないイベントごとの情報を記述するPHITS固有の機能を活かした解析方法の適用を進めている。現在、PHITSをトカマク型核融合試験装置・施設の遮へい設計・解析に適用しており、今回、PHITSユーザーとしての立場から、イベント情報を取り扱う半導体解析例を中心に適用例を紹介する。

論文

Neutronic analysis of fusion tokamak devices by PHITS

助川 篤彦; 滝吉 幸嗣*; 天野 俊雄*; 川崎 弘光*; 奥野 功一*

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 1, p.36 - 39, 2011/02

臨界プラズマ試験装置(JT-60U)と超伝導トカマク装置(JT-60SA)の3次元放射線遮へい解析をPHITSコードで実施した。PHITSは高エネルギー粒子輸送及び重イオンの輸送計算可能な汎用コードで、20MeV以下の中性子と光子の輸送については、MCNP-4Cと類似のモデルである。JT-60U装置はトカマク装置であり、運転停止後の放射化量を評価するために精度よく中性子束分布を評価する必要がある。また、JT-60SA装置は超伝導コイルシステムを有するトカマク装置であり、超伝導コイルの核発熱、線量評価のために中性子束分布の評価を必要とする。JT-60SA装置は既存のJT-60建屋を利用するが、JT-60SA装置の年間中性子発生量はJT-60U装置の約50倍増加する。JT-60SA装置では中性子のポートストリーミング等の影響が無視できず、同装置の遮へい構造の検討,核発熱量の精度向上が必要不可欠である。PHITSコードをトカマク型核融合装置に適用するため新たに線源ルーチンを変更し、中性子束分布と光子線束分布の可視化,超伝導コイルの核発熱分布、及び装置周辺の線量率の計算を行い、その初期結果を示した。

論文

Calculation of critical concentrations of actinides in an infinite medium of silicon dioxide

奥野 浩; 佐藤 庄平; 川崎 弘光*

Journal of Nuclear Science and Technology, 46(12), p.1137 - 1144, 2009/12

 被引用回数:2 パーセンタイル:80.2(Nuclear Science & Technology)

$$^{233, 235}$$U, $$^{239, 241}$$Pu, $$^{242m}$$Am, $$^{243, 245, 247}$$Cm及び$$^{249, 251}$$Cfを含む26アクチニドの金属-SiO$$_{2}$$及び金属-H$$_{2}$$O混合物の臨界濃度を計算した。ここで、臨界濃度は、無限中性子増倍率k$$infty$$が1になる濃度と定義される。計算は、モンテカルロ中性子輸送計算コードMCNP5と核データライブラリJENDL3.3の組合せで行われた。計算結果は、調べたすべての核分裂性核種において、金属-SiO$$_{2}$$の臨界アクチニド濃度が金属-H$$_{2}$$Oの臨界アクチニド濃度の約1/5であることを示した。対応する臨界濃度の半分を未臨界アクチニド限度と想定し、この濃度での金属-SiO$$_{2}$$及び金属-H$$_{2}$$Oのk$$infty$$が検討したすべてのアクチニドで0.8未満であることを見いだした。部分和の法則を6核分裂性核種のアクチニド濃度と未臨界アクチニド濃度の比に対して適用し、高レベル放射性廃棄物の報告された例について未臨界性を確認した。臨界アクチニド濃度の計算結果に対する異なる核データの影響が大きいことを$$^{242}$$Cm, $$^{247}$$Cm及び$$^{250}$$Cfに対して見いだした。

論文

Activation analysis for sequential reactions of a fusion Demo-reactor

山内 通則; 西谷 健夫; 西尾 敏; 堀 順一*; 川崎 弘光*

Fusion Science and Technology, 52(4), p.781 - 785, 2007/11

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

Demo炉では種々の低放射化材料が用いられるが、中性子と材料の核反応で大量に生成される荷電粒子と材料の2次的な反応(シーケンシャル反応)によって生じる放射化が問題となる可能性がある。そこで本研究では、Demo炉の候補材に対し、原子力機構で核融合炉用に開発したACT4コードを用いてこの放射化問題を検討した。材料としては、ブランケット構造材としてF82Hとバナジウム合金,遮蔽材として水素化バナジウム,液体増殖材としてFLiBe,リチウム鉛及び液体リチウムに着目し、Demo炉の想定照射条件で放射化量を計算した。その結果、中,長期の冷却でシーケンシャル反応による放射能からの$$gamma$$線量率が問題になる場合が多々あり、取り出し後の機器の処分,保守作業,液体増殖材ループの遮蔽設計等で考慮が必要なことがわかった。

報告書

ACT-XN; 核融合炉用誘導放射能計算コードの改良版; 荷電粒子シーケンシャル反応に対する放射化計算機能の追加

山内 通則; 堀 順一*; 佐藤 聡; 西谷 健夫; 今野 力; 川崎 弘光*

JAEA-Data/Code 2007-016, 58 Pages, 2007/09

JAEA-Data-Code-2007-016.pdf:7.33MB

日本原子力研究所(現日本原子力研究開発機構)では、核融合炉及び関連施設における材料の核変換,残留放射能,崩壊熱,$$gamma$$線源等の計算のためにACT4というコードが開発され、各種の設計評価や実験解析等が行われてきた。従来このコードは中性子と材料の1次核反応のみを対象としてきたが、低放射化材料を用いた核融合炉の設計ではこの1次核反応で生成された荷電粒子の2次的な反応(シーケンシャル反応)による放射化も無視できず、ACT4コードにこの反応による放射化計算機能を新たに追加してACT-XNコードとした。荷電粒子の反応断面積,放出スペクトル、及び阻止能としては、FISPACTコード用に整備されているデータファイルを追加ライブラリーとして認識できるようにした。コードの適用例として、FNS施設で照射したフッ化リチウム(LiF)試料中の残留放射能と、Demo炉にトリチウム増殖材としてFLiBeを用いた場合の残留放射能を計算し、実験値を十分な精度で再現することとDemo炉の設計でシーケンシャル反応による放射化が無視できない条件があることを検証してコードの有効性を確認した。

論文

Analysis of sequential charged particle reaction experiments for fusion reactors

山内 通則*; 堀 順一*; 落合 謙太郎; 佐藤 聡; 西谷 健夫; 川崎 弘光*

Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1577 - 1582, 2006/02

 被引用回数:1 パーセンタイル:89.16(Nuclear Science & Technology)

シーケンシャル反応、すなわち1次反応で発生する荷電粒子と構成材料の核反応により2次的に生成される放射能は、低放射化材料の場合残留放射能として大きな影響を持つ可能性がある。FNSでは、これまで各種低放射化材に対して実験によりシーケンシャル反応による放射能を評価した。また、核融合炉設計の放射化解析のために原研で開発されたACT4コードに新たにシーケンシャル反応による放射化計算機能を追加した。本研究では、ACT4コードのシーケンシャル反応取扱い機能を用いてFNSの実験を解析し、シーケンシャル反応は最大2倍程度残留放射能を高め、実験値を再現するためにはその影響が無視できないことを明らかにした。ただし実験値と計算値の間にはまだ小さくはない不一致があり、今後シーケンシャル反応にかかわる核データの見直し等が必要と考えられる。

論文

Shielding design of ITER pressure suppression system

山内 通則*; 佐藤 聡; 西谷 健夫; 川崎 弘光*

Proceedings of 21st IEEE/NPSS Symposium on Fusion Engineering (SOFE 2005) (CD-ROM), 4 Pages, 2005/09

ITERでは、冷却管の破裂等による真空容器内の異常圧力上昇を抑制するために、圧力緩和系ラインが設けられている。この緩和系は遮蔽ダクトにより外部への中性子漏洩を抑えられているが、内部をストリーミングする成分は、真空境界としての破裂弁を放射化して作業員の被曝低減のための管理を困難にする。保守作業時に破裂弁周りの空間線量率を制限値(10$$mu$$Sv/h)以下にするために、ストリーミングに対する簡易計算コードDUCT-IIIを用いて遮蔽ダクトの設計条件を検討した。またダクト遮蔽体の最適構造を、3次元モンテカルロ計算コードMCNPを用いて評価した。その結果、断面が1.2m$$times$$1.2mの遮蔽ダクトの場合、屈曲数は1回以上、第1脚の長さは3m以上必要なこと,ダクト遮蔽体厚さは15cm程度必要だが、最適化により30%程度体積を低減できること等を明らかにした。

報告書

Curves and tables of neutron cross sections in JENDL-3.3

中川 庸雄; 川崎 弘光*; 柴田 恵一

JAERI-Data/Code 2002-020, 327 Pages, 2002/11

JAERI-Data-Code-2002-020-Part1.pdf:12.62MB
JAERI-Data-Code-2002-020-Part2.pdf:18.38MB

JENDL-3.3に収納されている337核種の中性子断面積を図と表で示した。表には、0.0253eVと14MeVの断面積,マックスウェル平均断面積(kT=0.0253eV),共鳴積分値,核分裂中性子スペクトル平均値を示した。また、典型的な炉心の中性子スペクトル平均値も示した。さらに、核分裂あたりの遅発中性子数と全中性子数を図で示した。

論文

Critical and subcritical mass calculations of curium-243 to -247 based on JENDL-3.2 for revision of ANSI/ANS-8.15

奥野 浩; 川崎 弘光*

Journal of Nuclear Science and Technology, 39(10), p.1072 - 1085, 2002/10

 被引用回数:1 パーセンタイル:89.28(Nuclear Science & Technology)

臨界及び未臨界質量を243Cmから247Cmの5核種のキュリウム同位体の球に対して計算した。燃料は金属系及び金属と水の混合系で、3種類の反射条件(裸,水反射体付き,ステンレス鋼反射体付き)を考慮した。計算は、主に連続エネルギーモンテカルロ中性子輸送計算コードMCNPと日本の評価済み核データライブラリJENDL-3.2の組合せを用いて実施した。その他の評価済み核データファイルENDF/B-VI及びJEF-2.2も中性子増倍率の計算結果の評価済み核データファイルの違いに起因する相違を見い出すために適用した。評価済み核データファイルへの大きな依存性が計算結果に見い出された。

報告書

Critical and subcritical masses of curium-245, -246 and -247 calculated with a combination of MCNP4A code and JENDL-3.2 library

奥野 浩; 川崎 弘光*

JAERI-Research 2000-040, 44 Pages, 2000/09

JAERI-Research-2000-040.pdf:1.87MB

キュリウム同位体3核種($$^{245}$$Cm,$$^{246}$$Cm及び$$^{247}$$Cm)の臨界質量を日本の評価済核データライブラリのJENDL-3.2と連続エネルギーモンテカルロ中性子輸送計算コードMCNP4Aとを用いて算出した。中性子増倍率k$$_{eff}$$=0.9及び0.8に対する質量も同様な方法で算出した。30cm厚さのステンレス鋼を反射体とする$$^{246}$$Cm金属及び$$^{246}$$CmO$$_{2}$$-H$$_{2}$$Oの未臨界質量(k$$_{eff}$$=0.9に対応)は、それぞれ25.2及び41.8kgと計算された。$$^{245}$$Cmの最小臨界質量として、微粒状$$^{245}$$Cm金属と水の均質混合球状体系で十分な厚さの水反射体に囲まれた場合に65.6gとの結果を得た。$$^{247}$$Cmの対応量は2.19kgと求められた。参考までに$$^{245}$$Cm$$,^{246}$$Cm及び$$^{247}$$Cmの裸の金属体系で、評価済核データライブラリをJENDL-3.2からENDF/B-VIに置き換えて臨界質量を計算したところ、対応量はそれぞれ23%,45%及び2%だけ小さくなり、核データライブラリの依存性が大きいことがわかった。本報告書は、米国原子力学会基準ANSI/ANS-8.15(特別なアクチニド核種の臨界管理)改訂のため準備した。

報告書

Tables and graphs of cross sections for compound nucleus formation by charged particles

杉 暉夫*; 中川 庸雄; 川崎 弘光*; 飯島 俊吾*

JAERI-Data/Code 99-039, 52 Pages, 1999/08

JAERI-Data-Code-99-039.pdf:2.83MB

荷電粒子、p,$$alpha$$,d,t,$$^{3}$$Heによる複合核形成断面積を汎用光学模型パラメータを用いて計算した。標的核は、原子番号5から83の元素ごとに最も天然存在比の大きい原子核の(n,p)、(n,$$alpha$$)、(n,d)、(n,t)、(n,$$^{3}$$He)反応でできる残留核である。入射エネルギーの範囲は0から40MeVとした。計算結果を表とグラフで示す。この計算の目的は、これらの複合核形成断面積の概要をつかむことと、中性子入射による荷電粒子放出反応断面積を計算するための基礎データとして使うことにある。

報告書

断面積セット作成プログラムMAIL3.1

須山 賢也; 小室 雄一; 高田 友幸*; 川崎 弘光*; 大内 圭介*

JAERI-Data/Code 98-004, 172 Pages, 1998/02

JAERI-Data-Code-98-004.pdf:4.47MB

本書はSIMCRI,ANISN-JR,KENO IV,KENO V,MULTI-KENO,MULTI-KENO-2そしてMULTI-KENO-3.0のような、輸送計算プログラム用の断面積セットを作成するプログラムMAIL3.1の使用手引書である。MAIL3.1は、1990年に公開されたMAIL3.0の改良版である。MAIL3.1は、MAIL3.0の機能をすべて継承し、以下に示す2つの新しい機能を持つ。1.AMPX形式の断面積セットの作成、2.Hansen-Roach断面積セットの核種識別子の印字。

報告書

Curves and tables of neutron cross sections in JENDL-3.2

柴田 恵一; 中川 庸雄; 菅野 秀満*; 川崎 弘光*

JAERI-Data/Code 97-003, 752 Pages, 1997/02

JAERI-Data-Code-97-003.pdf:15.95MB

評価済核データライブラリーJENDL-3.2に収納した340核種の中性子断面積を図と表の形でまとめた。図には、全断面積、弾性散乱断面積及び中性子捕獲断面積の70群の平均値も示した。表には、JENDL-3.2から計算した熱中性子エネルギー断面積、14MeV断面積、共鳴積分値、マックスウェル及び核分裂スペクトル平均断面積を与えた。

報告書

Development of displacement cross section set for evaluating radiation damage by neutron irradiation in materials used for fusion reactors

真木 紘一*; 佐藤 聡; 川崎 弘光*

JAERI-Data/Code 97-002, 76 Pages, 1997/02

JAERI-Data-Code-97-002.pdf:2.15MB

照射損傷の代表的指標である弾き出し損傷評価に必要な弾き出し断面積セットを、反応のカイネマティクスを用いて算出した。弾き出し断面積セットに内蔵した核種とエネルギー群構造を核融合炉核計算用群定数セットFUSION-J3と同一とし、それぞれ、40核種、125群と42群の二つのセットを作成した。そのセットを用いて、国際熱核融合実験炉ITERを対象に第一壁中性子フルエンス1MWa/m$$^{2}$$に対して、SS316と銅の弾き出し損傷を算出した結果、それぞれ10dpa、13dpaが得られ、過去に特定材料として評価された結果とほぼ一致している。以上より、運転中の中性子束の計算結果をベースに、弾き出し損傷まで通して評価できる核融合核計算システムを構築した。

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

モンテカルロ臨界計算プログラムKENOIVのための微分アルベドの作成

小室 雄一; 川崎 弘光*; 金子 俊幸*

JAERI-M 93-246, 19 Pages, 1994/01

JAERI-M-93-246.pdf:0.68MB

反射体付き体系の臨界計算をモンテカルロプログラムKENOIVで実行する場合、反射体を微分アルベドで近似すると計算時間を短縮できる。KENOIVには1次元SnプログラムANISNとHansen-Roach16群断面積の組合せで作成した微分アルベドが数種類の反射体について用意されているが、これを利用できるのは16群断面積をKENOIV計算に使用する場合に限られる。日本原子力研究所では臨界安全性評価コードシステムJACSの改良を進めている。このシステムには臨界計算用モンテカルロプログラムとしてKENOIV及びMULTI-KENO、多群定数ライブラリーとして26群及び137群MGCLが用意されている。今回、改良作業の1つとして26群MGCLとKENOIVあるいはMULTI-KENOの組み合わせの臨界計算に利用できる水の微分アルベドを26群MGCLとANISNにより作成した。

報告書

Revised graphs of activation data for fusion reactor applications

関 泰; 川崎 弘光*; 山室 信弘*; 飯島 俊吾*

JAERI-M 91-109, 312 Pages, 1991/06

JAERI-M-91-109.pdf:4.9MB

核融合炉の放射化計算のために、放射化データが必要である。本報告書は、放射化計算コードシステムTHIDA-2で使用するために、最新の実験、計算等に基づいて評価した放射化データを図形表示したものである。核融合炉の設計の立場から関心がある152各種に関する核種変換と崩壊方式のデータ、核種変換断面積及び遅発ガンマ線放出データを収録した。本報告書は、1982年に編集した116核種に関する放射化データの報告書を、最新のデータで置き換え、さらに拡張したものでる。前回の報告書は、放射化データの参照と不適当なデータの摘出、修正に極めて有効であった。

報告書

核発熱定数KERMAライブラリーの作成; 核融合群定数セツトFUSION-J3用核発熱定数ライブラリー

真木 紘一*; 川崎 弘光*; 小迫 和明*; 関 泰

JAERI-M 91-073, 101 Pages, 1991/05

JAERI-M-91-073.pdf:1.38MB

従来のGICX40用核発熱定数(KERMA)ライブラリーに代わるものとして、FUSION-J3用KERMAライブラリーを1990年4月に公開された評価済み核データファイルJENDL-3をベースに作成した。KERMAライブラリー中で中性子のKERMAファクターは、反応のカイネマティクスを考慮した直接法を採用して作成した。ガンマ線のKERMAファクターは、持っている運動エネルギーを核発熱として計算すればよく、中性子KERMAファクターのようにエネルギーバランス法を用いても問題はないのでそれを採用した。以上のKERMAライブラリーは、核融合炉の核計算に適用することができ、信頼性の高い核発熱の計算結果が得られるものと期待され、今後の核融合炉の設計に役立つものと考えられる。

報告書

JENDL-3をベースとした核融合炉核計算用群定数セットFUSION-J3の作成

真木 紘一*; 小迫 和明*; 関 泰; 川崎 弘光*

JAERI-M 91-072, 103 Pages, 1991/05

JAERI-M-91-072.pdf:1.9MB

従来の核融合炉核計算用ANISNタイプ結合群定数セットGICX40に替わる群定数セットとして、1990年4月に公開されたJENDL-3をベースにFUSION-J3を作成した。FUSION-J3は、中性子125群、ガンマ線40群から成り、核融合炉の候補材の主要40核種を内蔵し、散乱断面積のルジャンドル展開次数P5を採用している。また、2次元計算の機動性及び誘導放射能計算コードシステムがGICX40の群構(中性子42群ガンマ線21群)となっているので、同じ群構造の補助的な群定数セットFUSION-40もあわせて作成した。ベンチマーク計算及び実験解析の結果から、FUSION-J3は、実験値をよく再現し、VITAMIN-C(ENDF/B-IVベース)以上の精度にあることが示された。また、JENDL-3は、ENDF/B-V以上の高い精度にあることも示された。以上より、FUSION-J3を核融合炉核計算に適用することにより、更に高い核設計精度が期待できる。

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