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

https://doi.org/10.15669/pnst.2.375

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。

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

https://doi.org/10.15669/pnst.1.36

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。

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

https://doi.org/10.13182/FST07-A1585

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。

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

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2005.09.066

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。

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。

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(Cm,Cm及び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=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Cm金属及びCmO-HOの未臨界質量(k=0.9に対応)は、それぞれ25.2及び41.8kgと計算された。Cmの最小臨界質量として、微粒状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。Cmの対応量は2.19kgと求められた。参考までにCmCm及び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。

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

JT-60SAにおける真空断熱容器の放射線遮へい構造の検討

助川 篤彦; 宮 直之; 川崎 弘光*

no journal, , 

超伝導トカマク装置(JT-60SA)の真空断熱容器の放射線遮へい基本構造について、3次元モンテカルロ計算(MCNP-4C2)コードを用いて検討した。真空断熱容器は建屋内外の放射線環境を許容値未満となるよう設計する必要がある。真空断熱容器の基本構造は2重壁構造で、内壁と外壁はステンレス製で、その二重壁間には、中性子遮へい材を充填する。放射線遮へい構造を決定するために、JT-60SA本体室の建屋天井壁や側壁の反射による影響がある場合とない場合について、各々モデル化して中性子束積分量を評価した結果、建屋なしは、建屋ありに対して、高速中性子束についてはほぼ同じであったが、熱中性子束については、建屋ありが建屋なしの場合に対して130倍高くなった。また、真空断熱容器の中性子遮へい材を、ボロンコンクリート,ボロン入り樹脂と組成を変えて評価を行ったが、本体室内の中性子束には違いが見られなかった。これは、真空容器のポートストリーミングによる高速及び熱外中性子が建屋との散乱によって熱化されて室内に存在していることを示している。建屋内外の放射線環境を許容値未満にするには、中性子遮へい材にはよらず、主な中性子の漏洩原因とされるポート開口部での中性子遮へいが重要であることがわかった。

核融合炉用放射化計算コードACT4の改良

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

no journal, , 

核融合炉では、中性子と炉材料の核反応により大量の荷電粒子が生成され、その粒子の2次的な反応(シーケンシャル反応)による炉材料の放射化が問題となる可能性がある。この問題に対し、核融合炉の遮蔽設計用に開発した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、核融合中性子源装置(FNS)で実施した放射化実験の解析によりこの機能を検証した。実験では、ポリエチレンと放射化材料を層状にして重ねた2重構造の試料を約810n/cm/sの14MeV中性子で計23時間照射した。解析では、材料を無限希釈の条件でポリエチレンと混合した条件でACT4コードによる放射化計算を実施し、得られた計算値を通常密度の材料の放射能に換算して反跳陽子により生成される放射能とした。その結果、例えばFe(p,n)反応によってF82H中に生成されるCoは、ポリエチレンがあることによりF82H内で発生する陽子のみによる生成率より約50倍大きく、ACT4コードによる計算結果は実験値にも近い。それにより、反跳陽子を発生する材料と炉材料が隣接して存在する2重構造に対して、ACT4コードの機能とそれを用いて工夫した放射化計算法が有効なことを確認した。

Coolant pipe activation due to sequential reactions by charged recoil particles

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

no journal, , 

核融合炉の第一壁近くの冷却管は、中性子との一次反応のみならず、冷却水からたたき出された反跳陽子との二次的な反応により放射化する。放射化した冷却管材料は腐食生成物として冷却材中に混入して循環し、冷却系全体の周辺線量率を高める可能性がある。今回核融合炉設計用に開発されたACT4コードのシーケンシャル反応による放射化計算機能を用いてこの冷却管の放射化計算法を考案し、ポリエチレンと低放射化フェライト鋼を層状にして重ねた試料の14MeV中性子による放射化実験を解析した。その結果、反跳陽子によりフェライト鋼中に生成されるCo-56の放射能は実験値の約3倍の値になったが、照射から約4か月の時点で中性子の一次反応によって生成されるCo-56に比べ約50倍大きく、全放射能に対しても数%の寄与があることがわかった。