壁はどのくらい熱くなるか?

真木 紘一*; 今野 力

日本原子力学会誌ATOMO, 50(10), p.649 - 653, 2008/10

http://ci.nii.ac.jp/naid/10024260467

核融合反応で生成される中性子は、ダイバータや第一壁,ブランケット等を構成している材料と相互作用して、二次中性子や荷電粒子,線を発生する。このような中性子との相互作用では、標的原子核は反跳を受ける。反跳を受けた原子核と生成された荷電粒子は、その運動エネルギーを最終的には熱エネルギーとして放出する。これを格子原子的なミクロな視野で見ると、反跳エネルギーが格子の拘束エネルギーより大きい場合には、反跳を受けた原子核は格子配列を乱し、材料の損傷を引き起こす。ここでは、もう少し核反応の現場まで近づいて、核的な相互作用がどのようなメカニズムで、熱エネルギーとなって放出され、また材料に放射線損傷を与えるかを解説する。

Nuclear data evaluations for JENDL high-energy file

渡辺 幸信*; 深堀 智生; 小迫 和明*; 執行 信寛*; 村田 徹*; 山野 直樹*; 日野 哲士*; 真木 紘一*; 中島 宏; 小田野 直光*; et al.

AIP Conference Proceedings 769, p.326 - 331, 2005/05

https://doi.org/10.1063/1.1945015

JENDL高エネルギーファイル(JENDL-HE)のために行われた核データ評価について概要を報告する。JENDL-HEには132核種に対する3GeVまでの中性子及び陽子入射断面積が格納される予定である。JENDL-HEの現在の版は、ENDF-6フォーマットにより、中性子全断面積,弾性散乱断面積及び角度分布,弾性散乱外断面積,粒子( He, , )生成断面積及び二重微分断面積,同位体生成断面積,核分裂断面積が格納されている。現在のところ、評価は実験データ及びモデル計算を用いて行われている。断面積計算には、ECIS96, OPTMAN, GNASH, JQMD, JAM等の種々のモデル計算コード及びTOTELA, FISCAL等の系統式を用いたコードを用いている。評価された断面積は、実験データ及び他の評価値と比較される。今後、提案された高エネルギー断面積データニーズにしたがって、整備を進める予定である。

Neutronics analysis of the ITER NB system; Nuclear responses of the components and shutdown dose around the NB injector

柴田 圭一郎*; 真木 紘一*; 井上 多加志*; 花田 磨砂也; 奥村 義和; 山下 泰郎*

Fusion Engineering and Design, 51-52, p.357 - 362, 2000/11

https://doi.org/10.1016/S0920-3796(00)00263-5

ITERのNB装置は50MW,1MeVのDビームをプラズマに入射し、プラズマ加熱,電流駆動のほか、プラズマに回転力を与える。ビームは、NBダクト及び幅0.58m高さ0.915mの断面を有する斜入射水平ポートからプラズマに入射される。NBダクトをストリーミングした核融合中性子及び線により、加速管中のセラミックス絶縁材及び永久磁石等のNB構成機器が損傷を受ける。又、プラズマからの放射線照射によりNB構成機器が放射化される。そこで、今回の解析では、NB構成機器の核特性及び運転停止後のNB入射装置周囲の線量を二次元THIDAコードシステムにより求め、その計算精度を三次元モンテカルロMCNP-4Aを用いて評価した。ITER寿命中における絶縁材及び永久磁石の劣化は問題にならず、NB入射装置周囲の線量は40Sv/hとなり、人間による直接保守作業が可能であると考えられる。

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。

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

https://doi.org/10.1023/A:1021891203613

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1.1Sv/year、後者の場合は84Sv/yearとなった。前者の場合は、100Sv/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。

Design analysis for reducing dose rate in the NBI to realize direct access by workers for a fusion experimental reactor

井上 多加志; 柴田 圭一郎*; 真木 紘一*; 山下 泰郎*

Fusion Technology 1996, 0, p.1799 - 1802, 1996/00

核融合実験炉用中性粒子入射装置(NBI)では、炉本体と直結する入射ポート・ビームダクトを通って中性子がNBI内へストリーミングするため、NBI機器が放射化することは避けられない。しかしながら、たとえばITER用NBIでは、主要機器である負イオン源・加速器は炉から20m程離れた遠方に設置されるため、ビームライン中で4桁の中性子束の減衰が期待され、装置の機能・寿命は確保できる。本研究ではNBI室内での作業従事者近接保守を実現するためにITER用NBIの2次元中性子輸送計算・放射化計算・線輸送計算を行った。その結果、NBI入射装置の外側に厚さ30cmのポリエチレンを中性子遮蔽として設置し、さらに厚さ15cmの磁気遮蔽体である鉄を線遮蔽に併用することにより、NBI室内の炉停止1日後の線量当量を10Sn/hr程度まで低減しうることを明らかにした。これによりNBI室内での保守作業は作業従事者が直接行えるとの見通しが得られた。

Analyses for passive safety of fusion reactor during Ex-vessel loss of coolant accident

本多 琢郎*; 岡崎 隆司*; 真木 紘一*; 宇田 達彦*; 関 泰; 青木 功; 功刀 資彰

Journal of Nuclear Science and Technology, 32(4), p.265 - 274, 1995/04

https://doi.org/10.3327/jnst.32.265

ダイバータ冷却系での真空容器外冷却材喪失事故時における核融合実験炉の受動的安全性を検討した。この目的のためプラズマ動特性と炉構造体の伝熱特性を同時に計算できるコードを開発し、拡散モデルを用いてエッジプラズマでの不純物輸送を扱えるように改良した。このコードで受動的安全性の解析を行い、次の結果を得た。ダイバータ冷却系のコールドレグでギロチン破断が生じた場合、黒鉛のプラズマ対向壁から照射誘起昇華により不純物がプラズマ中に混入し、不純物密度が2秒以内で2倍になる。このプラズマ対向壁からの不純物により、約4秒後には受動的にプラズマ停止する。一方、ダイバータ受熱部の銅冷却管は約3秒後に溶融温度に至る。このように事象の進展が早い事故の場合、受動的なプラズマ停止だけでは炉の健全性を保てず、更に能動的な停止システムが求められる。

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

https://doi.org/10.1016/0920-3796(94)00236-Z

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BC/Pb、W、BC/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。

Evaluation of radiation streaming through the annular gaps around divertor cooling pipes in fusion experimental reactors

佐藤 聡; 真木 紘一*; 関 泰; 高津 英幸; 森 清治*

Proc. of the 8th Int. Conf. on Radiation Shielding, 0, p.1039 - 1046, 1994/00

核融合実験炉のダイバータ配管周囲に設置されている円環状のギャップ(配管と遮蔽体の間に設置)を対象に、ストリーミング解析を行った。上部ポートでの、運転停止1日後の線量当量率の低減を目的として、ステップ構造を有する円環状のギャップのストリーミングを評価した。二次元SコードDOT3.5で解析した結果、最適なステップ位置は遮蔽体の中間の高さよりやや上側の位置であり、またステップをギャップ幅の2倍程度採れば線量当量率低減に十分有効である事が判った。加えて、運転中の中性子束に関して、DOT3.5から得られた結果と三次元モンテカルロコードMCNPから得られた結果とを比較し、角度分割等の誤差評価を行った。その結果、DOT3.5による結果は、最大で約4倍過小評価している事が判った。上部ポートでの線量当量率は、ステップを設ける事によって、設計基準値25Sv/yを2桁程度下回り、基準値を満足する事が判った。

Two-dimensional over-all neutronics analysis of the ITER device

S.Zimin*; 高津 英幸; 森 清治*; 真木 紘一*; 関 泰; 佐藤 聡; 多田 栄介

JAERI-M 93-141, 75 Pages, 1993/07

JAERI-M-93-141.pdf:2.22MB

ITER/CDAで設定された炉構造に対してニュートロニクス解析を実施した。2次元輸送計算コードDOT3.5を使用して炉運転中の中性子及びガンマ線束分布、トリチウム増殖比、核発熱を求めた。またCINACコードにより誘導放射能計算を行い、放射能濃度、崩壊熱および炉停止後の生体線量率を求めた。本計算により、炉内および炉周辺の運転中と炉停止後の放射線環境が明らかになり、炉機器の設計条件として有用な情報を提供することができた。