Profile of energy deposition in human body irradiated by heavy ions

佐藤 達彦; 津田 修一; 坂本 幸夫; 山口 恭弘; 仁井田 浩二*

Journal of Nuclear Science and Technology, 41(Suppl.4), p.287 - 290, 2004/03

http://www.tandfonline.com/doi/abs/10.1080/00223131.2004.10875702

放射線防護の観点から、重イオン照射による人体内のエネルギー沈着の特徴をモンテカルロシミュレーションにより解析した。その結果、入射エネルギーが非常に高い場合でも、高LET粒子がエネルギー付与に重要な役割を果たしていることが判明した。この結果は、高エネルギーの陽子及び中性子入射に対する解析結果と異なった特徴を示しており、重イオン被ばくによる放射線医学的影響をより詳細に評価する際に極めて有用となる。

NSRR実験用照射済BWR燃料の燃焼特性及びパルス照射時の発熱量評価

中村 武彦; 高橋 正人*; 吉永 真希夫

JAERI-Research 2000-048, 77 Pages, 2000/11

JAERI-Research-2000-048.pdf:6.04MB

NSRRでは照射済燃料を用いたパルス照射実験により、燃焼の進んだ燃料の反応度事故時挙動を調べている。反応度事故の大きさはパルス状の出力上昇によって燃料に付与される発熱量あるいはピーク燃料エンタルピで示される。照射済燃料の場合、燃焼度に応じて残留核分裂性物質の量及び中性子吸収体として働く核分裂生成物(FP)の量及びその分布が変化するため、炉出力と発熱量の関係は燃焼度、濃縮度等によって異なる。特に低濃縮の発電用燃料の場合、定常照射中の中性子スペクトルの違いが核分裂性物質の大部分を占めるプルトニウム(Pu)の生成量に影響するため燃焼挙動は複雑で、その評価は特に重要である。本研究では、NSRR照射済BWR燃料実験に用いた燃料を対象にORIGEN2,RODBURN,SWATの3種のコードによる燃焼計算結果を実測した組成と比較し、計算の妥当性を検討した。さらに、得られた組成を用いてNSRRパルス照射時の発熱量を計算し、FP測定により実験的に評価した値と比較検討した。この結果、ボイド率の違いによる中性子スペクトルの変化が、燃焼及びPuの生成に大きく影響し、その結果NSRR実験での発熱量を変化させることを示した。また、ボイド率等を適正に評価することにより、発熱量を実験評価上十分な精度で評価できることを明らかにした。本研究では、実験上重要であるが実測が困難な半径方向の出力分布、FP生成量の分布等が評価され、燃焼特性及びFPガス放出挙動を評価するうえで重要な知見が得られた。

NSRR照射済燃料実験での発熱量評価; JMTR照射燃料

中村 武彦; 笹島 栄夫; 更田 豊志; 鈴木 敏夫*; 高橋 正人*; 細山田 龍二*; 石島 清見

JAERI-Research 98-052, 55 Pages, 1998/09

JAERI-Research-98-052.pdf:2.6MB

NSRRでは燃焼の進んだ燃料のパルス照射実験により、反応度事故時挙動を調べる実験を実施している。反応度事故の大きさの指標である発熱量は、パルス照射により生成されたFP量の測定により評価する。照射済燃料の場合は、定常照射中の燃焼により生成したFPが、パルス実験時の生成量に比べて桁違いに大きいため、測定は簡単でない。この最も重要な実験パラメータである発熱量を精度よく評価するため、短半減期FP Ba-140を化学分離後定量する手法を開発した。さらにNSRR炉心核計算により実験燃料と炉心出力のカップリング係数を求めた。本報告書では、これらの測定・解析手法及び結果を、実験燃料の燃焼度と発熱量について、JMTR予備照射燃料についてまとめた。実測と解析の比較検討の結果、信頼性の高い発熱量と残留核分裂性物質の関係が得られた。

Runaway electron effects

H.-W.Bartels*; 功刀 資彰; A.J.Russo*

Atomic and Plasma-Material Interaction Data for Fusion, Vol. 5, 0, p.225 - 244, 1994/00

本論文は、IAEAのAtomic and Plasma-Material Interaction Data for Fusionのシリーズ第5巻に特集されるMaterial properties data compendium for fusion reactor plasma facing componentsに寄稿されたものであり、核融合炉プラズマディスラプション時に発生する可能性のある逃走電子(Runaway Electron)のプラズマ対向壁への影響について、これまで実施された研究の成果をレビューしたものである。

Effects of runaway electrons on plasma facing components

功刀 資彰

Fusion Engineering and Design, 23, p.329 - 339, 1993/00

https://doi.org/10.1016/0920-3796(94)90017-5

核融合炉ディスラプション時の逃走電子によるプラズマ対向機器へのエネルギー沈着量を評価するため、電子光子輸送コードEGS4に磁場効果を加えた逃走電子シミュレーションを実施した。炭素層及びMo層から成る単純モデルに対し、運動エネルギー10~300MeV、入射角0.5゜~25゜で照射された逃走電子の磁場下での挙動を追跡し、材料内でのエネルギー沈着量を評価した。その結果、磁場を考慮したことによる沈着量の増加は、Mo層内で約8倍にも達し、逃走電子解析における磁場効果の重要性が示された。しかし、電子エネルギーが100MeV以上では、エネルギーの大きさ及び入射角度の影響は殆ど無いこと及び磁場の傾斜角度の影響も本解析範囲内では顕著でないことが分かった。ITER/CDAの3種ダイバータについても磁場の存在により電子が深く侵入するため、冷却管への高い沈着がみられダイバータ材料及び構造の改善の必要性が示された。

The Simulation of the energy deposition from runaway electrons in plasma facing components with EGS4

功刀 資彰; 秋場 真人; 小川 益郎; 佐藤 理*; 中村 充志*

Fusion Technology, 21, p.1868 - 1872, 1992/05

核融合炉ディスラプション時における逃走電子によるプラズマ対向機器へのエネルギー沈着量を評価するため、電磁カスケードコードEGS4(Electron Gamma Shower, ver.4)を用いたモンテカルロシミュレーションを実施した。プラズマ対向機器構造材として、炭素アーマを持つモリブデン構造を想定し、10~300MeVの運動エネルギーを持つ逃走電子が0.5°~25°で材料に入射する場合を解析し、CERNで開発された同種コードである。GEANT3の結果と比較検討した。その結果、EGS4はGEANT3に比べ、炭素及びモリブデン両層で高いエネルギー沈着を示すこと、また炭素-モリブデン界面で低いピーク沈着エネルギーを示すことが分かった。さらに、本コードをITER(International Thermonuclear Experimental Reactor)で提案されている3種類のダイバータ構造に適用し、運動エネルギー300MeV、入射角0.5°の場合の解析結果を示した。

NSRR高速炉燃料実験における各種燃料の発熱量の予測評価

中村 武彦; 更田 豊志; 傍島 眞; 細山田 龍二*

JAERI-M 90-067, 85 Pages, 1990/04

JAERI-M-90-067.pdf:2.28MB

NSRRでは高速炉の研究開発に資する為に、事故時の高速炉燃料の挙動を調べる実験を計画している。高速炉燃料は、被覆管がステンレス鋼であり、燃料ペレットも酸化物のほか炭化物、窒化物、さらに金属燃料も考えられている。冷却材がナトリウムであるため、高速炉燃料実験用カプセルおよびループは運転温度が高く、断熱材や中性子減速材を備えた複雑な構造となり、従来の水カプセルとは大幅に異なったものとなる。本報告ではこれらの実験物を用いて、高速炉燃料をNSRRで中性子照射した場合の、中性子輸送計算を行い、各種燃料の発熱量を評価し、NSRR高速炉燃料実験の適用範囲を定量化した。また、実験物を中性子経済の優れた設計とするため、構造材や減速材等の核的性質の評価を併せて行った。

化学蒸着SiCの熱力学計算

湊 和生; 福田 幸朔; 井川 勝市

JAERI-M 85-043, 27 Pages, 1985/03

JAERI-M-85-043.pdf:0.9MB

自由エネルギー最小化法に基づく計算コードSOLGASMIX-PVを用いて、CHSiCle-H-Ar系の熱力学計算を行ない、CVD-状態図を得た。条件により、-SiC、-SiC+C(S)、-SiC+Si(S)、-SiC+Si(l)、Si(S)、Si(l)、またはC(S)が蒸着する領域があることがわかった。また、CHSiCle-H-Ar系では、-SiC+C(S)またはC(S)が蒸着することがわかった。これらの計算結果と報告されている蒸着実験結果とを比較した結果、-SiCが蒸着すると予測された領域の高温部(約2000K以上)で-SiC+C(S)が、低温部(約1700K以下)で-SiC+Si(S)がそれぞれ蒸着しており、SiCの蒸着機構を考察する上で重要な結果を得た。

Effect of fuel pellet eccentricity with the cladding on fuel rod thermal behavior under a reactivity initiated accident condition

柳原 敏; 塩沢 周策; 斎藤 伸三

Journal of Nuclear Science and Technology, 19(6), p.469 - 481, 1982/00

https://doi.org/10.3327/jnst.19.469

反応度事故条件下における燃料挙動の解明がNSRRにおいて進められている。実験の結果、UOペレットの偏心のために、被覆管温度が円周方向において異なっていることが判明した。この温度差は180°方向に取り付けた2本の熱電対による測定結果では、必ずしも最大の温度差を表してはいないが、測定可能な範囲内で最大150Cであった。他方、照射実験後、酸化膜厚さから温度差を推定した結果では、290cal/g・UOまでの発熱量条件において最大350Cであった。又、簡単な計算により、最大限UOペレットが偏心した燃料棒において被覆管の円周方向の温度差を評価すると、260cal/g・UOの発熱量において最大350Cの温度差が出来ることが分った。このUOペレット偏心の影響は、反形、溶融等にも現れており、UOペレットの偏心が燃料棒の破損にも影響を及ぼしている。

カロリメトリ法によるNSRR試験燃料の発熱量の較正

柳原 敏; 星 蔦雄; 塩沢 周策

JAERI-M 8457, 36 Pages, 1979/10

JAERI-M-8457.pdf:1.01MB

NSRR実験において、試験燃料の発熱量と炉心積分出力の対応は線スペクトロメトリ法による核分裂生成物の定量により求められているが、核計算による評価値と比較して15%程高い。このため、線スペクトロメトリ法による評価方法の妥当性の確認が望まれていた。そこで、NSRR実験カプセル内にカロリメータを挿入してパルス照射し、試験燃料の発熱量の直接測定を試みた。本測定の結果、炉心積分出力に対する試験燃料の発熱量は4.52cal/g・UO/MW・Sであり、この値はこれまでの値4.36cal/g・UO/MW・Sと極めて良い一致をみた。本実験により、線スペクトロメトリ法による測定結果の妥当性の確認ができた。