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論文

Radiation shielding for ITER to allow for hands-on maintenance inside the cryostat

飯田 浩正; Valenza, D.*; Plenteda, R.*; Santoro, R. T.*; Dietz, J.*

Journal of Nuclear Science and Technology, 37(Suppl.1), p.235 - 242, 2000/03

ITER装置の放射線遮蔽設計においては、トーラスの廻りのハンズオン保守を行えるようにするため、炉停止後の放射線遮蔽を精度よくすることが重要である。炉停止後の線量率を十分低くして、作業員の限られた時間内の近接を可能とし、緊急作業、補修作業を行えるものとするというのがITERプロジェクトの方針である。この論文では、極めて複雑な形状をした装置における線量評価法の議論をする。運転中の中性子束分布の計算にはモンテカルロ法を使わざるを得ない。その後炉停止後の線量率を求めるためには従来の放射化計算,崩壊$$gamma$$線の輸送計算を用いることができない。FDR-ITERの遮蔽設計で用いた「変換係数法」及びその使用活用例を説明した。また、変換係数を使わず、モンテカルロ法で、運転中の中性子輸送と炉停止後の崩壊$$gamma$$線の輸送計算を同時に行う新しい方法を提案した。

論文

Evaluation of biological does rates around the ITER NBI ports by 2-D S$$_{N}$$/activation and 3-D Monte Carlo analyses

佐藤 聡; 飯田 浩正; Plenteda, R.*; Valenza, D.*; Santoro, R. T.*

Fusion Engineering and Design, 47(4), p.425 - 435, 2000/01

 被引用回数:9 パーセンタイル:55.69(Nuclear Science & Technology)

2次元及び3次元解析により、ITER/NBIポート周辺の遮蔽解析を行い、運転停止10$$^{6}$$秒後の生体線量率を評価した。運転中の2次元S$$_{N}$$解析、2次元放射化解析及び運転停止後の$$gamma$$線に対する2次元S$$_{N}$$解析を行い、高速中性子束及び生体線量率分布を求めた。それらの値から、高速中性子束から生体線量率への変換係数を評価した。その結果、クライオスタット近傍では、1.5~4$$times$$10$$^{-5}$$$$mu$$Sv/hour/(cm$$^{-2}$$sec.$$^{-1}$$)であることがわかった。トーラスの1/4を忠実にモデル化した。3次元モンテカルロ解析により、クライオスタット近傍の高速中性子束を求めた。分散低減技法の工夫により、統計誤差の小さい解が得られた。その結果、クライオスタット近傍の生体線量率は、20~100$$mu$$Sv/hourとなり、ITER/EDAの設計目標である100$$mu$$Sv/hourを満足することがわかった。

論文

Monte Carlo analysis of helium production in the ITER shielding blanket module

佐藤 聡; 飯田 浩正; R.Pleuteda*; Santoro, R. T.*

Fusion Engineering and Design, 46(1), p.1 - 9, 1999/00

 被引用回数:6 パーセンタイル:46.57(Nuclear Science & Technology)

モンテカルロ法による3次元遮蔽解析コードを用い、ITER遮蔽ブランケット・モジュール内の貫通孔やモジュール間のギャップに着目した遮蔽解析を行い、モジュール及び後壁中のヘリウム生成量を評価した。現標準設計に基づく構造では、ヘリウム生成量に関する基準値を冷却配管で約4倍、後壁で約2倍上回ることが明らかになった。そこで、モジュール内のステンレスと水の割合を変えた場合、モジュールの厚さを増加した場合の評価を行い、モジュールの厚さを増加させる一方でステンレスの割合を少なくすることにより、遮蔽性能とモジュールの重量(遠隔保守機器の可搬重量)の両者の制限を満足する構造案を見いだした。また後壁に関しては、ギャップ部に厚さ50~300mmの遮蔽体を設けた場合の解析を行い、約200mm程度の遮蔽体を追加設置することで、後壁のヘリウム生成量は基準値以下に低減できることがわかった。

論文

Experimental validation of calculations of decay heat induced by 14MeV neutron activation of ITER materials

N.P.Taylor*; 池田 裕二郎; Bartels, H.-W.*; G.Cambi*; D.G.Ceprage*; E.T.Cheng*; R.A.Forrest*; H.Iida*; H.Y.Khater*; 前川 藤夫; et al.

Fusion Engineering and Design, 45(1), p.75 - 88, 1999/00

 被引用回数:8 パーセンタイル:55.01(Nuclear Science & Technology)

ITER等のD-T核融合炉の冷却材喪失事故時には、14-MeV中性子によって放射化した材料中に生じる崩壊熱が温度上昇による事故拡大の原因となる。このため、ITERの安全解析で使われる崩壊熱計算コード及び核データライブラリは高精度であることが要求される。そこで、原研FNSで行われたITER関連材料に関する崩壊熱測定実験の結果をもとに、各国で使われているさまざまな崩壊熱計算コード及びライブラリの精度検証のための国際ベンチマークを行った。その結果、放射化断面積ライブラリFENDL/A-2を用いた場合、ITERの事故解析で重要な時間範囲において各計算コードとも実験値と良く一致する崩壊熱を与えることがわかった。

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

Radiation analysis of the ITER neutral beam system

井上 多加志; 柴田 圭一郎*; E.DiPietro*; 藤原 幸雄; R.S.Hemsworth*; E.Hodgson*; 飯田 浩正; A.Krylov*; P.L.Mondino*; 奥村 義和; et al.

Fusion Technology 1998, 1, p.411 - 414, 1998/00

ITER EDA開始当初から中性粒子ビーム(NB)システムの放射線解析を行い、適当な遮蔽を組み込んで設計を行ってきた。その結果、(1)超伝導コイルに与える熱負荷は設計許容値以下、(2)クライオスタット内の炉停止後線量は300$$mu$$Sv/h程度であり、緊急時には人のアクセスも可能、(3)絶縁材・永久磁石等機能材料の機械・電気・磁気特性劣化はITERの寿命中には起こらない、ことが判明した。現ITER NBシステム設計の問題点の1つは、高電位(1MV)上におかれるイオン源と加速器を絶縁するガス中に流れる放射線誘導電流(RIC)である。放射線解析の結果、イオン源・加速器周囲の絶縁ガス中で約100kW、高電位給電管中で10kW程度のパワーロスがあることが明らかになった。この結果から、イオン源・加速器周囲の電気絶縁を真空絶縁方式とすること、また給電管中のガスを循環冷却することを提案する。

論文

Three-dimensional analysis of nuclear heating in the superconducting magnet system due to $$gamma$$-rays from $$^{16}$$N in the ITER water cooling system of shielding blanket

飯田 浩正; R.Pletenda*; Santoro, R. T.*; V.Khripunov*

Proc. of 17th IEEE/NPSS Symposium Fusion Engineering (SOFE'97), 2, p.837 - 840, 1998/00

D-T反応を行う核融合装置においては、冷却水中に生じるN-16からの高エネルギー$$gamma$$線による極低温機器への熱負荷が過大とならないようにする必要がある。3次元モンテカルロ法により、詳細な熱負荷解析を行った。上部ポートの冷却配管からクライオスタット中に放出されるN-16$$gamma$$線出力は~60kWである。このうち60%は配管束に吸収され40%がクライオスタット中に漏洩する。クライオスタット中の高温機器に吸収されるもの、さらに外側に漏洩するものを除いた数%(~1.5kW)が極低温機器に吸収される。これは既に許容できる程度に十分低いが、配管束の周囲にガードパイプが施けられればさらに1/5程度に減少する。

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