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論文

Comparison between simulations using the PHITS code and activated material analysis

助川 篤彦; 奥野 功一*

IEEE Transactions on Plasma Science, 43(11), p.3916 - 3920, 2015/11

 パーセンタイル:100(Physics, Fluids & Plasmas)

国産モンテカルロ計算コードPHITSをJT-60SA装置で必要な放射線安全評価コードの一つとして利用するため、JT-60U運転に伴って発生した放射化材料分析結果との比較を行った。中性子輸送評価は、JT-60Uの主要構造部について、建家を含む実体系モデルを新たに作成し、PHITS計算を実施した。放射化材料分析は、JT-60U重水素運転時に金箔,コバルト箔,ニッケル箔を設置し、実験後に箔を回収して放射化箔分析を実施した。3種類の材料に対する放射化レベルは、3次元計算でおおむね説明できた。特にトカマク 本体に近い位置でより良い一致を示した。

論文

Estimation of the lifetime of resin insulators against baking temperature for JT-60SA in-vessel coils

助川 篤彦; 村上 陽之; 松永 剛; 櫻井 真治; 武智 学; 吉田 清; 池田 佳隆

Fusion Engineering and Design, 98-99, p.2076 - 2079, 2015/10

 被引用回数:1 パーセンタイル:81.41(Nuclear Science & Technology)

JT-60SA計画は、ITER計画の幅広いアプローチ計画の日欧協力で進められている。JT-60SA容器内コイルは日本で設計・製作を行う。容器内コイル用の樹脂絶縁材には、真空容器のベーキング温度条件(200$$^{circ}$$C, 40000時間)に沿った耐熱性能が要求される。今回、容器内コイル設計に向け、耐熱耐久性の調査を実施し、$$sim$$220$$^{circ}$$C環境で、エポキシ樹脂、シアネートエステル樹脂を母材とする7種類の候補樹脂絶縁材の寿命評価を実施した。高温環境下における化学反応速度はアレニウス法で評価する。耐熱耐久試験では、180$$^{circ}$$C, 200$$^{circ}$$C, 220$$^{circ}$$Cの恒温槽で一定期間保持し、その後、絶縁材の重量減少を測定する。樹脂絶縁材の重量減少率の結果を入力にワイブル解析を実施し、その後、アレニウスプロットにより候補樹脂絶縁材の寿命評価を初めて実施した。この結果、容器内コイルの適用温度は169$$^{circ}$$Cであることが分かった。

論文

IFMIF/EVEDA RFQライナック用RFカプラーの耐電力試験

前原 直; 助川 圭一*; 只野 秀哉*; 春日井 敦; 鈴木 寛光; 阿部 和彦*; 奥 隆司*; 杉本 昌義

Proceedings of 12th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.1140 - 1142, 2015/09

国際核融合中性子照射施設(IFMIF)加速器系の工学設計工学実証活動((EVEDA)では、重陽子イオンビーム125mAを9MeVまで定常運転で加速するためにInjector(100kV-140mA)、運転周波数175MHzを採用したRFQライナック(0.1-5.0MeV-130mA)と超伝導RFライナック(5.0MeV-9MeV-125mA)の開発を進めている。RFQライナックでは8つのRFインプットカプラーを用いて1.4MWレベルのRF電力入射が要求されている。このために6 1/8インチ同軸導波管をベースにループアンテナを採用した定常化RFカプラーの設計を行った。この設計ではループアンテナ内部、内部導体及び高周波窓に冷却チャンネルを設けて常水圧にて数kWレベルの熱除去を施した。試作したRFカプラーの耐電力試験ではHigh-Q load circuitを用いて定在波による耐電力試験を行い、等価的なRFパワー200kW-14秒のCW運転を実証した。この200kW-CW運転のためにはパルス幅1msec Duty 1/2において5日間のRFエージングよる脱ガスを行いカプラーの高周波窓やRFコンタクト部からのガス放出に問題無いことを実証した。本講演では、試作したRFインプットカプラーのHigh-Q load circuitを用いた耐電力試験について発表する。

論文

放射化、遮蔽材

助川 篤彦; 飯田 浩正*; 糸賀 俊朗*; 奥村 啓介; 甲斐 哲也; 今野 力; 中島 宏; 中村 尚司*; 伴 秀一*; 八島 浩*; et al.

放射線遮蔽ハンドブック; 基礎編, p.299 - 356, 2015/03

日本原子力学会 「遮蔽ハンドブック」研究専門委員会により、放射線遮蔽に関する研究の最新知見を放射線遮蔽ハンドブック基礎編にまとめた。その中で、著者は、第8章放射化の執筆責任者として原子力施設・加速器施設の放射化のメカニズム、放射化計算コードの概要、低放射化のための考え方等について解説した。これと併せて、第9章遮蔽材については、$$gamma$$線遮蔽材としてタングステン、中性子用遮蔽材としてポリエチレンと水素含有材料について解説した。

論文

Improvement and testing of radiation source models in DecDose for public dose assessments during decommissioning of nuclear facilities

島田 太郎; 助川 武則

Journal of Nuclear Science and Technology, 52(3), p.396 - 415, 2015/03

 被引用回数:1 パーセンタイル:81.41(Nuclear Science & Technology)

原子力施設の廃止措置における周辺公衆及び従事者の被ばく線量を評価するコードDecDoseの周辺公衆に対する放射線源モデルを改良した。従来は2つの形状にしか対応していなかった、解体対象機器の切断線の長さ、体積、表面積を評価する切断モデルについて、原子力施設に配置されるほとんどの機器・構造物に対応できるよう7つの形状に拡張した。また、一時保管される解体廃棄物からの直接放射線およびスカイシャイン線の評価モデルについて、個々の収納容器に収納される放射能量、建屋内の容器配置を反映できるように改良した。JPDR解体における原子炉圧力容器、廃棄物回収タンク、及び、チャンネルボックスの切断における切断溝体積が計算値と実績値でよい一致を見た。本研究におけるモデル改良の妥当性を示した。一方、JPDR解体における海洋への放射性核種放出量について比較したところ、一致しない点が見られ、モデルのさらなる妥当性確認が必要である。

論文

大型核融合実験装置JT-60Uの解体

池田 佳隆; 岡野 文範; 逆井 章; 花田 磨砂也; 秋野 昇; 市毛 尚志; 神永 敦嗣; 清野 公広; 久保 博孝; 小林 和容; et al.

日本原子力学会和文論文誌, 13(4), p.167 - 178, 2014/12

JT-60Uを超伝導トカマクJT-60SAに改造するため、JT-60U本体を解体した。JT-60Uは18年間の重水素運転により放射化されており、このJT-60Uの解体は、放射化した核融合装置の解体として我が国初の解体であった。全ての解体品は、将来のクリアランスの適用を考慮し、線量当量率や材料、重量などのデータを記録した。切断技術や保管技術などは、効率的に解体を行うための鍵であった。解体に要した人工数や解体品の放射化レベルなど、他の核融合装置で解体を行う際に有用となる情報を報告する。

論文

Evaluation of two-stage system for neutron measurement aiming at increase in count rate at Japan Atomic Energy Agency - Fusion Neutronics Source

篠原 孝司; 石井 啓一*; 落合 謙太郎; 馬場 護*; 助川 篤彦; 笹尾 眞實子*; 北島 純男*

Review of Scientific Instruments, 85(11), p.11E823_1 - 11E823_4, 2014/11

 パーセンタイル:100(Instruments & Instrumentation)

A neutron flux array is one of the important plasma diagnostics to obtain the information on fast ion population. However, the limited flux owing to its collimator results in the small number of pulse counts and the large statistical error. The method to increase the pulse counts is required. Here, we propose a multi-stage neutron detection system, in which several sets of a scintillator and photo-multiplier tube (PMT) are placed in a line-of-sight. In order to evaluate the performance of the multi-stage detection system, we have carried out experiments on a two-stage detection system using a neutron beam at FNS (Fusion Neutronics Source) of JAEA (Japan Atomic Energy Agency). The results have shown the concept of the multi-stage detection system works as expected. In the best setup, the test two-stage system reached about 1.7 (1.8) times the efficiency of a single scintillator and PMT system for 2.54 (14) MeV neutrons.

論文

Safe disassembly and storage of radioactive components of JT-60U torus

池田 佳隆; 岡野 文範; 花田 磨砂也; 逆井 章; 久保 博孝; 秋野 昇; 千葉 真一; 市毛 尚志; 神永 敦嗣; 清野 公広; et al.

Fusion Engineering and Design, 89(9-10), p.2018 - 2023, 2014/10

 被引用回数:2 パーセンタイル:73.24(Nuclear Science & Technology)

JT-60U本体の解体は、18年間の重水素運転の後、2009年から開始し、2012年10月に終了した。JT-60本体は電磁力に耐えるため複雑で溶接構造を有しており、機器は放射化している。本解体作業は、日本で初めての放射化した核融合装置の解体であり、注意深く実施された。約3年間で、約41,000人日の作業を行い、解体品総数は約13000個、総重量は5400トンに達した。全ての解体品は線量当量率等の測定を行っており、ほとんどの解体品は、将来、クリアランス検認を行えば、非放射化物となると期待できる。この解体が終了し、JT-60SAの組立が2013年1月から開始した。

報告書

核融合施設へのPHITSの適用と改良に向けた調査(委託研究)

助川 篤彦; 仁井田 浩二*

JAEA-Data/Code 2014-013, 61 Pages, 2014/08

JAEA-Data-Code-2014-013.pdf:34.06MB

核融合施設へのPHITSの適用と改良に向けて、計算精度の検証及び計算効率の技術的な課題の抽出を行った。単純体系、超伝導トカマク装置を模した複雑体系、及び、核融合用加速器を含む実験体系を用いた計算のベンチマークから、同じ評価済核データライブラリー、同じ幾何形状モデル、同じ線源を用いる限り、PHITSで計算される中性子、光子のフラックスは、MCNPの結果と統計誤差範囲で一致することがわかった。これに加えて、分散(統計誤差)を低減するための方法としてWeight Windowを用いた場合も、PHITSとMCNPで計算される中性子、光子のフラックスは統計誤差範囲で一致することがわかった。

論文

In-situ radioactivity measurement for the site release after decommissioning of nuclear power plants

田中 忠夫; 島田 太郎; 助川 武則

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 4, p.832 - 835, 2014/04

日本では、原子炉施設解体後の敷地は有効活用することを基本方針としている。敷地解放にあたっては、有意な残存放射能がないことを事前に確認しなければならない。本研究では、原子炉施設についての代表的な指標核種の1つである$$^{60}$$Coを対象として、敷地に残存する核種濃度を保守的かつ合理的に評価する手法を提案するとともに、その妥当性を試験により確認した。あらかじめ測定対象と定義した範囲内に存在するすべての$$^{60}$$Coが、その範囲で最も遠い表面に点線源で存在すると仮定する。このような体系で、$$^{60}$$Co線源が有意に検出される最小時間をMonte Carlo計算によって推定する。推定した必要計測時間以上の測定で検出されなければ、点線源相当の$$^{60}$$Coは対象範囲内に残存しないことが証明できる。そこで、可搬型Ge検出器を用いて、敷地に埋設した密封$$^{60}$$Co線源の計測試験を実施した。計算から推定した最小検出時間は、実測時間とおおむね一致した。これら結果から、提案した評価手法が残存放射能の保守的な検認に適用可能であることを確認した。

論文

Flexible heat-resistant neutron and $$gamma$$-ray shielding resins

助川 篤彦; 穴山 義正*

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 4, p.627 - 630, 2014/04

高分子樹脂と中性子吸収物質や$$gamma$$線減衰物質を混練することにより耐熱性を有するフレキシブルな中性子や$$gamma$$線遮蔽樹脂材を開発した。低価格な遮蔽材とするため、製作工程を大幅に簡素化し、樹脂母材と重金属類等を化学反応のみで混練する新たな技術で製作した。開発した耐熱型中性子遮蔽樹脂材は、耐熱性が要求されるJT-60SA装置のような超伝導トカマク核融合試験装置の追加型遮蔽材として真空容器周辺のポートストリーミング低減のために適用することが可能である。一方、開発した耐熱型$$gamma$$線遮蔽樹脂材は、核融合試験装置のポート内の計測器用コリメータに適している。

報告書

JT-60解体放射化物の収納保管管理; 保管容器等による放射化物の保管

西山 友和; 三代 康彦; 岡野 文範; 笹島 唯之; 市毛 尚志; 神永 敦嗣; 宮 直之; 助川 篤彦; 池田 佳隆; 逆井 章

JAEA-Technology 2014-006, 30 Pages, 2014/03

JAEA-Technology-2014-006.pdf:4.87MB

臨界プラズマ試験装置(JT-60)では、超伝導コイルを用いるJT-60SAに改修するため、JT-60本体装置及び周辺設備を解体した。JT-60の解体品のほとんどが放射化物であり、大型構造物を除いた約1,100トン、約11,500点の解体品については、輸送用コンテナを利用した保管容器及び密閉容器と呼ばれる専用容器に収納し放射化物保管設備に保管した。これらの放射化物の運搬及び保管においては、1点毎に放射線障害防止法に定められた測定や記録などの管理が必要である。約11,500点にも及ぶ大量の放射化物の管理を確実に実施し、効率よく保管容器等に収納保管するために、バーコードタグ等を用いた管理方法や収納作業手順等を構築し収納保管作業を実施した。本報告書では、放射化物としてJT-60解体品を保管容器及び密閉容器に収納し、放射化物保管設備に保管する、一連の収納保管管理作業について報告する。

論文

JT-60における管理測定の現状; 中性子環境下におけるトカマク装置運転のための放射線計測

助川 篤彦

プラズマ・核融合学会誌, 89(11), p.805 - 809, 2013/11

臨界プラズマ試験装置JT-60の重水素プラズマ実験で、中性子計測による放射線管理を実施した。中性子計測装置に核分裂計数管を用い、インターロック機能を有するプラズマ発生装置として、ハードウェアの整備を行うことで安全運転の観点から放射線管理を実施するとともに、重水素核融合反応では中性子発生とほぼ同じ確率で生成するトリチウム量(トリチウム生成量)を把握してきた。これらと併せて、放射線障害防止法で定められているJT-60の使用施設内外及び周辺環境の中性子計測及び中性子に起因する放射線計測を行うことで、関係法令及び地元自治体の行政に沿った重水素実験時の放射線管理に務めてきた。

報告書

動力試験炉の解体実績データに基づく廃止措置プロジェクト管理データの評価に係るモデルパラメータの不確かさの評価

石神 努; 助川 武則*; 向井 雅之

JAEA-Technology 2013-027, 124 Pages, 2013/10

JAEA-Technology-2013-027.pdf:5.9MB

原子力施設の廃止措置を安全にかつ効率的に実施するには機器等の解体撤去に要する作業人工数、作業者の被ばく線量等(これらを廃止措置プロジェクト管理データという、以下、管理データ)を予測し、それに基づき廃止措置計画を検討・策定することが重要である。この予測は、作業人工数等の評価式を用いてなされるが、評価式には廃止措置実績データを分析して得られた単位作業係数等のモデルパラメータが含まれている。モデルパラメータの値には不確かさが含まれているが、この不確かさ及びそれに起因した管理データ予測結果の不確かさの評価はほとんどなされていない。しかし、管理データ予測結果に含まれる不確かさの情報は廃止措置計画をより柔軟に検討・策定するうえで重要である。そこで、動力試験炉(JPDR)の解体実績データを用いて、機器等の解体撤去に要する作業人工数及び作業者の外部被ばく線量にかかわるモデルパラメータの値の不確かさについて、その評価方法を検討し評価を行った。本報告書は、その評価方法と評価結果をまとめたものである。

報告書

クリギングに基づく放射能分布推定プログラムESRADの開発; 使用手引

石神 努; 向井 雅之; 助川 武則; 松原 武史*

JAEA-Data/Code 2012-023, 83 Pages, 2012/11

JAEA-Data-Code-2012-023.pdf:5.51MB

原子力施設の廃止措置終了を確認するうえでサイト解放にかかわる検認作業が必要となる。この検認作業では、放射能濃度が基準値以下であることを測定によって確認することが想定される。そこでは、なるべく合理的な測定・検認を実施するために、対象領域から標本地点を抽出し、それに対する測定結果を用いて領域全体の空間的汚染状況を推定・評価することが重要である。この空間的汚染状況の推定・評価のために、地球統計学の中心的手法であるクリギングを適用した放射能分布推定プログラム(ESRAD: Estimation of Spatial RadioActivity Distribution)を開発した。ESRADは、標本地点抽出の支援機能、クリギングにおいて本質的な役割を担うバリオグラムの計算機能、及びクリギング方程式に基づく評価対象領域の空間的放射能分布情報の推定機能を有している。本報告書は、クリギングの手法、ESRADの構成と機能、入力ファイルの仕様と出力例、プログラムの実行方法及びサンプルランについてまとめたものである。

論文

Flexible heat resistant neutron shielding resin

助川 篤彦; 穴山 義正*; 奥野 功一*; 櫻井 真治; 神永 敦嗣

Journal of Nuclear Materials, 417(1-3), p.850 - 853, 2011/10

 被引用回数:13 パーセンタイル:24.46(Materials Science, Multidisciplinary)

改良した高分子樹脂を主成分とする可撓性を有する耐熱中性子遮へい樹脂材を開発した。耐熱温度の指標である分解温度は271$$^{circ}$$Cである。$$^{252}$$Cf中性子源を用いた中性子遮へい性能は、代表的な中性子遮へい樹脂材であるポリエチレンと同程度となることを確認した。250$$^{circ}$$C環境下における樹脂材の脱ガス成分の測定結果は、H$$_{2}$$, H$$_{2}$$O, CO, CO$$_{2}$$であった。開発した耐熱中性子遮へい樹脂材は、JT-60SA装置のような超伝導トカマク核融合装置の追加遮へいとして真空容器周辺のポートストリーミング低減のために適用することが可能である。

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。

報告書

サイト解放のための敷地残存放射能測定手法の検討; 可搬型Ge半導体検出器を用いたin-situ測定試験(受託研究)

助川 武則; 島田 太郎; 伊東 岳志*; 田中 忠夫

JAEA-Technology 2011-025, 41 Pages, 2011/09

JAEA-Technology-2011-025.pdf:5.83MB

原子力施設の廃止措置の終了にあたっては、その敷地に放射性物質による汚染が残存しないことを確認しなければならない。この確認測定のための有効な方法として、可搬型ゲルマニウム半導体検出器によるin-situ測定法が考えられる。同検出器を用いて保守的に敷地の残存放射能を評価できる手法を提案した。本手法は、対象敷地に均一に分布する放射性核種(Cs-137等)が検出器から最も遠く離れた位置に点線源として存在するという仮定のもと、検出可能な最短時間を計算で求めておき、その時間を超えた測定で核種が検出できなければ汚染がないと判断するものである。原子力機構敷地で実施した検証試験に基づき提案した手法は残存放射能を保守的かつ合理的に評価できることを確認した。

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

Management of radioactive materials for the disassembly of JT-60U fusion tokamak device

助川 篤彦; 宮 直之; 及川 晃

Proceedings of 19th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-19) (CD-ROM), 8 Pages, 2011/05

超伝導トカマク核融合試験装置の建設に向け、解体中の臨界プラズマ試験装置(JT-60U)で使用された構造材とコンポーネント材の誘導放射能を計算及び測定により評価した。それら材料における誘導放射能のうち、最も高い誘導放射能を有する材料はステンレスで、主要核種はステンレス中の$$^{60}$$Coである。JT-60U真空容器の第一壁台座として使用しているステンレス316材は、約35トンである。解体に伴う放射化物の取り扱いにおいて、金属中の放射性核種の評価は重要であり、解体に伴う放射化物は、放射線障害防止法による放射化物の取り扱いに関する基準に従って、JT-60施設内の管理区域にて保管する。

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