Characterization of bremsstrahlung and -rays of fuel debris

松村 太伊知; 奥村 啓介; 藤田 学*; 坂本 雅洋; 寺島 顕一; Riyana, E. S.

Radiation Physics and Chemistry, 199, p.110298_1 - 110298_8, 2022/10

https://doi.org/10.1016/j.radphyschem.2022.110298

The characterization of bremsstrahlung and -rays from fuel debris differs from that of spent fuels evaluated to date, due to factors such as material composition and release of volatile fission products. In this work, in order to clarify the conditions under which the effect of bremsstrahlung compared to the total photons (bremsstrahlung and -rays) in fuel debris is maximized, the average energies and dose rates from the energy spectra of bremsstrahlung and -rays on the fuel debris surface were obtained using a Monte Carlo simulation. In the simulation, the average energies and dose rates were evaluated with consideration of the composition, size, fission product release, and retrieval time of the fuel debris. The simulation showed that the composition with the largest amount of change to the average total photons energy caused by bremsstrahlung was the molten fuel debris, and the composition with the maximum fraction of bremsstrahlung in the dose rate was the UO. The maximum value of the fraction of bremsstrahlung in the dose rate was evaluated to be about 17%. This work is expected to contribute to the prediction of the radiation characteristics of the fuel debris that will be retrieved from the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station in the near future.

耐熱セラミックス複合材料の照射後試験データ集; 97M-13A照射後試験

馬場 信一; 石原 正博; 相沢 静男; 関野 甫

JAERI-Data/Code 2003-003, 394 Pages, 2003/03

JAERI-Data-Code-2003-003.pdf:13.63MB

高温工学試験研究炉(HTTR)を用いた高温工学に関する先端的基礎研究の研究テーマの一つである「耐熱セラミックス複合材料の照射損傷機構に関する研究」として、材料試験炉(JMTR)を用いて第1次から第3次までの照射試験を実施した。本報告は、その第1次照射後試験で得た照射誘起寸法変化,熱膨張率,X線回折及び線スペクトルについてまとめたものである。

Measurement of gamma-ray spectra and heating rates in iron and stainless steel shields bombarded by deuterium-tritium neutrons and validation of secondary-gamma-ray data in evaluated nuclear data libraries

前川 藤夫; 大山 幸夫; 今野 力; 和田 政行*; 池田 裕二郎

Nuclear Science and Engineering, 126(2), p.187 - 200, 1997/06

https://doi.org/10.13182/NSE97-A24472

D-T中性子を入射した鉄及びステンレス鋼遮蔽体中において、線スペクトルと線核発熱率を測定した。しきい反応による2次線に加え、核融合炉遮蔽にとって重要な低エネルギー中性子の捕獲反応に伴う2次線の測定も行った。本測定と以前に同体系で行われた中性子測定の結果を合わせ、4種の評価済み核データファイル(JENDL-3.1,-3.2,-Fusion File,FENDL/E-1.0)の2次線データの妥当性評価を行った。その結果、JENDL-3.1と-3.2の14MeV中性子に対する鉄の線生成断面積が過大であり、JENDL-3.1では捕獲反応に伴う線の全エネルギー量が不適切であることが分かった。JENDL Fusion FileとFENDL/E-1.0では2次線データとして重要であるエネルギーバランスが保たれているため、鉄及びステンレス鋼のしきい反応、捕獲反応の両者に伴う2次線に対して高精度なデータが与えられていることが分かった。

放射性核種の生成・崩壊量、崩壊熱及び線スペクトル計算コード: FPGS90

井原 均; 片倉 純一; 中川 庸雄

JAERI-Data/Code 95-014, 216 Pages, 1995/11

JAERI-Data-Code-95-014.pdf:6.24MB

原子炉内の核燃料の燃焼に伴い生成・消滅する放射性核種の生成・崩壊量及び核分裂生成物の崩壊熱や放射能を計算すると共に、放出線のスペクトルを計算するコードFPGS90を作成した。このコードは、上記の計算の他に評価済核データファイル(ENDF/B、JENDL、ENSDF等)を処理して新しいライブラリーを作成する機能も持っている。また、計算結果の図形処理の機能も有している。このため、核データライブラリーの編集・作成から核種の生成・崩壊量の計算及び図形表示まで一貫して行うことが出来る。なお、核分裂生成物の核データライブラリーはシグマ委員会で崩壊熱評価のために作成したJNDCライブラリー第二版に対応している。

Measurement techniques for fusion blanket neutronics experiments

大山 幸夫; 今野 力; 池田 裕二郎; 前川 藤夫; 前川 洋; 山口 誠哉; 津田 孝一; 中村 知夫; M.A.Abdou*; Bennett, E. F.*; et al.

Fusion Engineering and Design, 28, p.716 - 723, 1995/00

https://doi.org/10.1016/0920-3796(94)00311-T

核融合ブランケット中性子工学についての日米共同実験を通じて開発または応用された測定手法について述べ、評価を行なう。これらはトリチウム生成率、中性子スペクトル、反応率、ガンマ発熱である。最も重要な、トリチウム生成率には6つの方法、即ち、2つのオンライン法と3つの液体シンチレーション法そして一つのTLD法が開発・適用された。スペクトルではNE213とガス比例計数管、反応率では放射化反応の組合せが選ばれ、ガンマ発熱では、TLD内挿法とNE213による荷重関数法が適用された。これらの測定誤差はトリチウム生成率で3-5%、スペクトルで5-10%、反応率で3-6%、そしてガンマ発熱で10-20%と見積られた。核融合炉装置での実験適用性では、放射化箔法を除いて、高温高磁場環境に直ちに適用できるものはなく、新しい測定技術の開発が必要である。

Bulk shielding experiments on large SS316 assemblies bombarded by D-T neutrons, volume I; Experiment

今野 力; 前川 藤夫; 大山 幸夫; 池田 裕二郎; 小迫 和明*; 前川 洋

JAERI-Research 94-043, 96 Pages, 1994/12

JAERI-Research-94-043.pdf:3.5MB

SS316は、ITER等の核融合炉次期装置の遮蔽材・構造材の最有力候補の一つである。94ITER/EDAのタスク(T-16)として、D-T中性子に対するSS316のバルク遮蔽性能を調べるベンチマーク実験を行った。実験体系は、直径1200mm、厚さ1118mmのSS316製円筒体系(テスト領域)で、D-T中性子源から300mmの位置に設置した(体系1)。また、核融合炉の中性子場を模擬するため、D-T中性子源の周りを厚さ200mmのSS316で囲んだ体系(体系2)も用いた。測定項目は、i)MeV、keV、eVエネルギー領域の中性子スペクトル、ii)中性子放射化反応率、iii)核分裂率、iv)線スペクトル、v)線発熱率で、体系表面から体系内914mmまで測定を行った。得られたデータを相互比較し、実験データの整合性、中性子反射体の効果を調べた。実験解析は、別に第II部で述べられている。

Benchmark experiment on a copper slab assembly bombarded by D-T neutrons

前川 藤夫; 大山 幸夫; 今野 力; 池田 裕二郎; 小迫 和明*; 前川 洋

JAERI-M 94-038, 77 Pages, 1994/03

JAERI-M-94-038.pdf:2.68MB

銅は核融合炉において、超電導磁石あるいは第一壁に使われるなど、非常に重要な材料である。銅の核データの検証を目的として、日本原子力研究所FNSのD-T中性子源を使用してベンチマーク実験を行った。直径629mm、厚さ608mmの純銅製円柱状実験体系をD-T中性子源から200mmに設置した。その体系内において、i)MeV,keVエネルギー領域の中性子スペクトル、ii)中性子反応率、iii)即発、崩壊線スペクトル、iv)線核発熱率、を測定した。本レポートは得られた実験データをまとめたものである。

Bulk shielding experiments on large SS316 assemblies

今野 力; 前川 藤夫; 池田 裕二郎; 大山 幸夫; 小迫 和明*; 前川 洋

Fusion Technology, 21(3), p.2169 - 2173, 1992/05

ITERのような次期核融合装置の遮蔽設計の精度向上を目指し、原研FNSにおいて、一連の核融合遮蔽実験を開始した。その第1段階として、SS316を用いたバルク遮蔽実験が行なわれた。実験には2つの体系が使われた。一つは、SS316の円筒体系(直径1.2m、厚さ1.12m)で、D-T中性子源から0.3mの距離に設置された。もう一つは、D-T中性子源を囲む厚さ0.2mのSS316のソースキャンを追加したものである。体系内中性子スペクトルが、小型反跳陽子ガス比例計数管と14NE213を用いて測定された。ガンマ数スペクトルは40NE213を用いて、線核発熱率はTLDを用いて測定された。また、中性子スペクトルの指標として、U・Uの核分裂率及び放射化反応率分布も測定された。得られた実験データをもとに、次期核融合装置の遮蔽設計で用いられる核データと計算コードの妥当性がチェックされ、遮蔽設計の精度が向上すると期待できる。

Benchmark experiment and analysis of a beryllium cylindrical assembly

前川 洋; 山口 誠哉; 今野 力; 大山 幸夫; 池田 裕二郎; 関山 和徳*; 小迫 和明*

Fusion Technology, 19, p.1949 - 1954, 1991/05

ベリリウムは核融合炉ブランケットの中性子増倍材として有力視されている。Be平板による中性子角度束スペクトルの測定値と、JENDL-3PR1等とによる計算値に不一致がみられることから、相補的なデータを得る目的で本実験を計画した。実験体系はBeブロックで構成された630mm456mmの円筒状で、実験手法は従来のベンチマーク実験と同様である。測定量は各種反応率分布や反跳陽子比例計数管とNE213スペクトロメータによる中性子スペクトルの測定、並びに、線核発熱である。実験解析はモンテカルロコードMCNPを用い、核データとして、JENDL-3、JENDL-3PR1、ENDF/B-TV、LANLを使用した。JENDL-3による計算結果は実験値を良く再現しており、JENDL-3PR1に比べて、JENDL-3が大巾に改善されていることが判った。

External doses due to terrestrial gamma rays on the snow cover

斎藤 公明

Radiation Protection Dosimetry, 35(1), p.31 - 39, 1991/00

https://doi.org/10.1093/oxfordjournals.rpd.a080931

積雪は、地殼中の天然放射性核種からやって来るガンマ線(地殼ガンマ線)の線量を変化させる重要な要因の一つである。本研究では、地殼ガンマ線の性質と線量の積雪による変化を、モンテカルロ計算により究明した。地殼ガンマ線空気カーマの積雪による減衰のデータを示し、U系列、Th系列、Kの主要核種間での減衰傾向の差について議論を加えた。また、地殼ガンマ線のエネルギー分布と方向分布の積雪上での特徴を明らかにした。さらに、数値ファントムを用いて積雪上で人体が受ける臓器線量を計算し、空気カーマあたりの実効線量当量が、雪が無い場合に比べて15-20%低くなることを明らかにした。ここで得た知見は、積雪時期に人間集団が受ける線量の推定に、また、地殼ガンマ線を利用した積雪水量の推定に、活用されると期待される。