3GeVシンクロトロンビーム入射部における放射線遮蔽体の検討及び設置作業報告

仲野谷 孝充; 神谷 潤一郎; 吉本 政弘; 高柳 智弘; 谷 教夫; 古徳 博文*; 堀野 光喜*; 柳橋 享*; 竹田 修*; 山本 風海

JAEA-Technology 2021-019, 105 Pages, 2021/11

JAEA-Technology-2021-019.pdf:10.25MB

J-PARC 3GeVシンクロトロン加速器ではビーム出力の増強に伴い、ビーム入射部付近では放射化による機器の表面線量と空間線量率が年々増加している。一方でビーム入射部には人の手によるメンテナンスが欠かせない機器が多数存在しており、作業者の被ばく低減が重要な課題であった。そのため、本加速器施設を管理するJ-PARCセンター加速器ディビジョン加速器第二セクションにおいて、作業者の被ばく低減のための遮蔽体設置を目的としたワーキンググループ「入射部タスクフォース」を設立し、遮蔽体の構造や設置方法等について検討を重ねてきた。結果、ビーム入射部の構造を一部更新し、必要な際に容易に取付けが可能な非常設型の遮蔽体を設置することとした。そして、2020年夏期メンテナンス期間に遮蔽体の設置に必要な更新作業を実施し、遮蔽体の設置を行った。更新作業は高線量下で長期間に渡るため、作業員の被ばく量を抑えることが重要な課題であった。このため、事前に入念に作業計画と作業手順を作成し、作業期間中も様々な被ばく低減対策と個々の被ばく管理を行った。これにより、作業者の被ばく線量を管理目標値以下に抑えることができた。本作業の実施により、ビーム入射部に取付け取外し可能な遮蔽体を設置できるようになった。この遮蔽体により入射部近傍での作業時の被ばく線量の低減に寄与できることが確認できた。夏期メンテナンス期間中のほぼすべてで入射部を占有する大規模な作業となったが、今後の保守作業における被ばく抑制のためには非常に有意義な作業であったと考えられる。

ナノ粒子を用いた透明遮へい材の開発研究(委託研究); 令和元年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉環境国際共同研究センター; 九州大学*

JAEA-Review 2020-036, 176 Pages, 2021/01

JAEA-Review-2020-036.pdf:9.55MB

日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和元年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、平成30年度に採択された「ナノ粒子を用いた透明遮へい材の開発研究」の令和元年度の研究成果について取りまとめたものである。本研究は、燃料デブリ取り出しや分析における作業員の被ばく低減や遠隔カメラの光学系・電子系の劣化低減を目的として、遮へい材料をナノ粒子化してエポキシ樹脂に分散・固化することにより透明な遮へい体を開発する。ホウ化物や重金属化合物をナノ粒子化して中性子とガンマ線を同時に遮へいし、中性子から生じる二次ガンマ線も抑制する遮へい体を開発する。

Development of transportation container for the neutron startup source of High Temperature engineering Test Reactor (HTTR)

島崎 洋祐; 小野 正人; 栃尾 大輔; 高田 昌二; 澤畑 洋明; 川本 大樹; 濱本 真平; 篠原 正憲

Proceedings of International Topical Meeting on Research Reactor Fuel Management and Meeting of the International Group on Reactor Research (RRFM/IGORR 2016) (Internet), p.1034 - 1042, 2016/03

HTTRでは起動用中性子源として、Cf(3.7GBq3個)を炉心内に装荷し、約7年の頻度で交換している。中性子源の中性子源ホルダへの装荷、中性子源ホルダ収納ケース及び中性子源用輸送容器への収納は販売業者のホットセル内で行われ、その後、HTTRまで輸送される。中性子源ホルダの黒鉛ブロックからの取出・装荷は、HTTRのメンテナンスピット内で行う。前回の交換作業において、輸送容器に中性子源ホルダを取扱う上でのリスクが2つ確認された。従来の輸送容器は大型(1240mm、h1855mm)で床に固定できないため、地震時の輸送容器のズレを原因とする漏えい中性子線・線による被ばくのリスクがあった。また、中性子源ホルダ収納ケースが長尺(155mm、h1285mm)で、メンテナンスピット内の適切な作業位置に引込めないため、中性子源ホルダの遠隔操作による取扱いが困難となり、ホルダが誤落下するリスクがあった。そこで、これらの問題を解決する、新たな輸送容器を低コストで開発した。まず、被ばくのリスクを排除するために、メンテナンスピット上部のフロアにボルト固定できるよう輸送容器を小型化(820mm、h1150mm)した。また、中性子源ホルダケースをマニプレータで適せつな位置に引き込めるように小型化(75mm、h135mm)かつ単純な構造とし、取扱性を向上させた。その結果、2015年に行った中性子源ホルダ取扱作業は安全に完遂された。同時に、製作コストの低コスト化も実現した。

Comparison of synchrotron radiation calculations between analytical codes(STAC8,PHOTON) and Monte Carlo codes (FLUKA,EGS4)

Liu, J. C.*; Fasso, A.*; Prinz, A.*; Rokni, S.*; 浅野 芳裕

Radiation Protection Dosimetry, 116(1-4), p.658 - 661, 2005/12

https://doi.org/10.1093/rpd/nci207

筆者が開発したSTAC8コードをSLAC, SSRLビームラインに適用した場合の解析結果をFLUKAやEGS4及びPHOTONと比較し、その有効性を実証した。また、STAC8コードの計算機能のうちでダブル散乱線評価やミラー反射による放射光計算の有効性についても議論する。

Radiation safety design for the J-PARC project

中島 宏; 中根 佳弘; 増川 史洋; 松田 規宏; 小栗 朋美*; 中野 秀生*; 笹本 宣雄*; 柴田 徳思*; 鈴木 健訓*; 三浦 太一*; et al.

Radiation Protection Dosimetry, 115(1-4), p.564 - 568, 2005/12

https://doi.org/10.1093/rpd/nci237

大強度陽子加速器計画(J-PARC)では、世界最高出力の高エネルギー加速器施設が建設されている。そこで、施設の合理的な遮蔽設計を行うために、J-PARCの遮蔽設計では、簡易計算手法と詳細計算手法を組合せた設計手法が使われている。ここでは、J-PARCの遮蔽設計にかかわる研究の現状について報告する。

TIARA annual report 2002

放射線高度利用センター

JAERI-Review 2003-033, 390 Pages, 2003/11

JAERI-Review-2003-033-p0001-p0187.pdf:18.1MB
JAERI-Review-2003-033-p0188-p0390.pdf:15.87MB

本年次報告は、原研イオン照射研究施設(TIARA)で、2002年4月1日から2003年3月31日までの間に行われた研究活動の概要をまとめたものである。(1)宇宙用半導体,(2)バイオテクノロジー,(3)放射線化学及び有機材料,(4)無機材料,(5)材料解析,(6)核科学及びラジオアイソトープ製造,(7)マイクロビーム応用,(8)加速器施設の放射線遮蔽,(9)加速器技術の9部門にわたる113編の研究報告に加えて、施設の運転保守・利用状況,公表された文献,企業・大学等との研究協力関係,研究開発・施設運営組織を収録する。

Comparison of synchrotron radiation calculation between EGS4, FLUKA, PHOTON and STAC8

浅野 芳裕; Liu, J. C.*

KEK Proceedings 2002-18, p.48 - 54, 2003/01

放射光はいままでそのエネルギーが低く、あまり遮蔽の観点から注目されていなかった。しかし、SPring-8など第3世代大型放射光施設の利用とともに、大強度化や高エネルギー化が進んでおり、放射光ビームに対する遮蔽にも細心の注意を必要とされるようになった。また、CLS(Canadian Light Source)などの中型放射光施設建設が進むなか、安全でかつコンパクトなビームラインを建設するためにも最適な放射光遮蔽設計が望まれるようになっており、そのためには評価手法の詳細な検証が必要である。そこで、SLACのSPEAR3偏向電磁石ビームラインとBL11-3ウィグラービームラインを例にとり、いままでに用いられてきた放射光ビーム遮蔽設計コードPHOTON,STAC8とモンテカルロシミュレーション計算コードEGS4,FLUKAとの比較を行い、コードの特徴などを調査した。

HTTRでの出力分布測定時の線量当量率測定及び放射線モニタリング結果

高田 英治*; 藤本 望; 野尻 直喜; 梅田 政幸; 石仙 繁; 足利谷 好信

JAERI-Data/Code 2002-009, 83 Pages, 2002/05

JAERI-Data-Code-2002-009.pdf:3.51MB

HTTRの燃料体からの線を測定する出力分布測定を行う時点で、燃料交換機,制御棒交換機,スタンドパイプ室周辺,メンテナンスピット周辺での線量当量率の測定を行った。出力分布測定作業は、炉心で照射された燃料体を取り扱う初めての機会であるので、機器の遮へい性能の確認,想定外のストリーミングパスの有無の確認を目的とした測定及び作業中の放射線モニタリングを行った。その結果、線量当量率は予測値以下であり、機器の遮へい上問題は見つからなかった。また、作業環境の測定によるデータを取得することができ、将来の作業環境予測のためのデータを取得することができた。

東京消防庁特殊災害対策車輌用遮へい体の性能評価

佐藤 達彦; 藤井 克年; 村山 卓; 坂本 幸夫; 山口 恭弘; 佐藤 行雄*; 相馬 信行*; 藤崎 登*; 原 聡*; 相川 行雄*; et al.

JAERI-Tech 2002-028, 20 Pages, 2002/03

JAERI-Tech-2002-028.pdf:5.01MB

東京消防庁は、臨界事故等の放射線災害時の救助活動にも適応可能な、放射線遮へい機能を有する特殊災害対策車輌を設計・製作した。しかし、この車輌ボディに用いた複合遮へい体により中性子または線の線量がどの程度減衰されるか(線量減衰率)は、近似法を用いて簡易に評価したのみで、より精度の高い評価が必要とされていた。日本原子力研究所は、東京消防庁からの依頼により、この複合遮へい体の性能に関する詳細な評価を行った。評価は、放射線輸送計算コードMCNP4Bを用いたシミュレーションにより行った。また、車輌の側面及び背面に用いた遮へい体の試験体による線量減衰率の測定を行うことにより、計算結果の信頼性を確認した。この結果、最も厚い遮へい体の場合、中性子線源からの線量を10%程度に、線源からの線量を25%程度に減衰させることが明らかとなった。これは、近似法を用いて簡易に評価した結果とほぼ一致しており、特殊災害対策車は期待されている遮へい性能を有することが明らかとなった。

Shielding design study for the JAERI/KEK spallation neutron source

前川 藤夫; 勅使河原 誠; 今野 力; 池田 裕二郎; 渡辺 昇

JAERI-Conf 2001-002, p.907 - 916, 2001/03

https://jopss.jaea.go.jp/pdfdata/JAERI-Conf-2001-002-Part1.pdf

強力核破砕中性子源施設の設計において、中性子ビームライン遮蔽は極めて重要でありながら、困難な問題の1つである。われわれはNMTC/JAM及びMCNPコードをおもに使用して原研-KEKの統合計画における核破砕中性子源の遮蔽設計を開始した。現実的な計算時間で信頼の置ける計算結果を得るために、ビームライン遮蔽計算に適した計算手法を構築した。この手法を適用し、以下の項目の検討を行った。(1)中性子ビームラインに対する線源項の決定、(2)ビームシャッターの最適化、(3)運転中の遮蔽体外部における線量率の評価。会合では、これらの結果を示しながら、ビームライン遮蔽の計算手法に対する議論を行う。