Experiments on induced radioactivity characteristics of vanadium alloy

池田 裕二郎; 春日井 好己; 前川 藤夫; 宇野 喜智; R.Johnson*; E.T.Cheng*

Fusion Technology, 34(3), p.714 - 718, 1998/11

低放射核融合構造材候補として開発されているバナジウム合金の14MeV中性子による放射化特性を実験的に調べた。米国GAで開発した組成の異なる3種類のバナジウム合金を原研FNSの14MeV中性子で照射して照射試料から放出される線を検出し主要な誘導放射能の生成量とともに、特に、合金製造過程で混入する不純物を定量的に求めた。気送管を用いた短時間照射(1分)ではTi,V,Sc,Sc等の主要放射能に加えて、シリコン不純物によるAlが検出された。放射能量から求めたシリコンの量は410から1710ppmの範囲であったが、ほぼ予想された値であった。一方、長寿命放射能を対象として180時間の連続照射(中性子束は約310n/cm)の結果、Sc,Cr等の放射能の他にNb(n,2n)Nb反応生成物のNbが観測された。その結果、30~50ppmのニオブが含まれていることがわかった。低放射化を目指すには、ニオブの量をさらに一桁低減する必要性が明かとなった。

食品照射の最近の話題; ICGFI総会に出席して

伊藤 均

放射線と産業, 0(70), p.27 - 31, 1996/00

http://ci.nii.ac.jp/naid/40004432979

ICGFIはFAO、IAEA、WHOのジョイントプロジェクトであり、食品照射実用化推進のための活動を行っている。活動の一つとして、10kGy以上の高線量照射食品の健全性評価を行ってきた。その結果、1984年に報告された米国の59kGy照射された冷凍鶏肉の動物試験のデータ及び放射線分解生成物の分析、微生物学的安全性等の研究成果より70kGyまでは健全性に問題がないとの結論を出した。また、ICGFIの専門家会合では制動放射X線の上限エネルギーを7.5MeVにしても従来の5MeVと比べ誘導放射能の著しい上昇はないと勧告している。ICGFIは国際間貿易で用いられている臭化メチルの代替技術として放射線処理が有望としており、規格基準の検討作業を行っている。わが国はICGFIに加入していないが、世界の主要国は加入しており、今後、国際間貿易でICGFIの活動が影響を与えるものと思われる。

Experiment and analysis of induced radioactivity in large SS-316 stainless steel shielding material bombarded with 14MeV neutrons

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

Fusion Engineering and Design, 28, p.449 - 456, 1995/00

https://doi.org/10.1016/0920-3796(94)00326-3

先の核融合中性子場における誘導放射能の実験解析の結果、放射化断面積データの不備のみならず、中性子スペクトル計算の不確定性が、放射化計算の予測精度の誤差要因であることが示された。そこでD-T中性子を入射したSS316の大型体系中の、特に14MeV以下熱中性子エネルギーに及ぶ低エネルギー領域の中性子が支配的な場での誘導放射能を測定し実験解析を行った。放射能の内、中性子源に近い領域では、14MeV中性子によるしきい反応の寄与が大きいが、深くなるに従って、(n,)反応の寄与が支配的になることが示され、中性子スペクトルが柔らかい場でのベンチマークデータとしての有効性が示された。誘導放射能計算コード、ACT4、REAC3、放射化断面積ライブラリー、JENDL-3,REAC3,FENDL/A1.1,EAF-3を用いて実験解析を行い、生成放射性核種ごとの測定値との比較を行った。

JT-60U重水素実験における装置放射化評価

宮 直之

JAERI-M 93-216, 70 Pages, 1993/11

JAERI-M-93-216.pdf:1.94MB

大型トカマク装置JT-60Uにおける装置の核種分析とその近傍における線量当量評価を1次元円環モデルを用いて行った。計算には中性子、線輸送計算コードANISN及び誘導放射能計算コードCINACを使用した。真空容器周辺構造物において線量当量に寄与する主力線源核種は高マンガン鋼製のトロイダル磁場コイルケース中のMn、インコネル625製真空容器中のCo、ステンレス(SS-316)製第一壁合座中のCoである。定期点検期間に対応する実験停止後3日~3カ月においては、Co、Coなどの長半減期核種が残留放射線の蓄積をもたらしている。重水素実験開始後2年間の放射化についての計算評価は実測とよく一致した。1次元モデルの適応性を検討し、トロイダル磁場コイル構造のモデル化に伴う誤差30%以内での線量当量評価が可能であることを示した。

Experiment on induced activities and decay-heat in simulated D-T neutron fields; JAERI/USDOE collaborative program on fusion neutronics

池田 裕二郎; 今野 力; 中村 知夫; A.Kumar*; M.A.Abdou*

Fusion Technology, 19(3), p.1961 - 1966, 1991/05

核融合炉の設計では、DT燃焼に伴う構成材の放射化による被曝線量評価、崩壊熱評価が安全性の観点から重要である。本研究は、核融合環境を模擬した中性子場で一連の構成材の誘導放射能特性実験を行い、その実験解析から現状の計算コードの妥当性検証し精度確認を行うものである。実験では、主要構造材Fe、Ni、Crを含む16種類の材料を日米共同実験Phase-IIC体系中のスペクトルの異なる2つの場で30分および10時間照射し、照射後10分から数日における誘導放射能から放出される線スペクトルを測定した。実験値は計算との比較のために、測定時間中に単位体積から放出した線の数および崩壊熱に対応するエネルギー積分値として与えた。本稿では、実験解析に必要な実験条件を示すとともに、誤差評価を含め実験データの妥当性、整合性を詳しく述べる。また実験値の比較から得た各材料の放射化特性に言及する。

Further measurements of induced radioactivities in silicon and germanium irradiated with high-energy heavy ions

阪井 英次

IEEE Transactions on Nuclear Science, 33(1), p.651 - 654, 1986/00

https://doi.org/10.1109/TNS.1986.4337186

70MeV,B,100MeVC,120MeVO,120MeVF,150MeVSi,165MeVS,180MeVCu,90MeVBr,150MeVIn,170MeVAu,195MeVBiの重イオンで照射したシリコンおよびゲルマニウム中の残留誘導ガンマ線放出核種,その放射能,入射イオン当たりの原子数を表にして示した。

酸化リチウムの照射下トリチウム放出試験; スイープガス・キャプセルの核・熱評価

倉沢 利昌; 吉田 浩; 渡辺 斉; 宮内 武次郎; 竹下 英文; 三村 謙; 金田 義朗; 相沢 雅夫; 笹島 文雄; 梅井 弘

JAERI-M 84-013, 47 Pages, 1984/02

JAERI-M-84-013.pdf:1.44MB

核融合炉のトリチウム増殖ブランケットへの適用をめざしたセラミックス系リチウム化合物(LiO、LiAlO、LiSiO、LiZrOなど)の研究が、材料開発及びブランケット設計の両面から進められている。特に、日・米・欧の各国では、ブランケット操作条件を考慮したトリチウム放出特性、材料健全性、核・熱特性に関する試験研究の必要性が強調されている。本研究は、「酸化リチウム高照射試験」の一環として計画し実施したものであり、原子炉による熱中性子照射下のLiOペレットのトリチウム放出特性を調べることを主眼としている。照射試験は、JRR-2の垂直照射孔(熱料領域VT-10、th = 1.010, f = 1.010n/cm・sec)において約1000時間(4サイクル)に互って行った。本報告書は、LiOペレット(6.66g)を装荷したスイープガス・キャプセルにおけるLi(n、d)H、Li(n、nd)Hの反応率及び温度分布並びにペレット中不純物に基づく誘導放射能について検討・評価したものである。

Sensitivity Analysis of Neutronics Calculation in the Preliminary Design ofJAERI Experimental Fusion Reactor; Revised

山内 通則*; 関 泰; 飯田 浩正

JAERI-M 8739, 36 Pages, 1980/03

JAERI-M-8739.pdf:0.92MB

1次摂動理論に基づく感度解析法を用いて、核融合実験炉JXFRの構造材の断面積に対する主要な核特性値の感度を解析した。同種の報告がすでに以前なされているが、その後の検討で使用した感度計算コードSWANLAKEに変換の際に生じたプログラムエラーのあることが判明したのでそれを修正し、主要な内容について再計算を行なった。対象とした特性値は、超電導トロイダルコイル外側部分の(n、p)反応率、内側部分の桐原子はじき出し率およびリチウム領域のトリチウム生成反応率である。再計算の結果は前回得られた評価の大要を打ち消すものではないが、計算値に多少の違いが生じたので値を修正するとともに、それに基づく評価の内容も更新した。感度計算値の修正の結果、断面積の不確かさに起因する(n、p)反応率と桐原子はじき出し率の誤差は、それぞれ約50~70%、25~65%となった。これは前回計算された値より約100%大きく、それだけ断面積精度に対する要求が増大したといえる。

核融合炉材料の誘導放射能

飯田 浩正; 関 泰

JAERI-M 7582, 32 Pages, 1978/03

JAERI-M-7582.pdf:0.92MB

核融合実証炉のブランケット構造材に使われるモリブデンをはじめ、核融合炉に使われる種々の材料の誘導放射能と、それらを用いた場合の装置廻りの線量率を計算し比較検討した。ブランケット部にC、Siを用いた場合は誘導放射能の問題を考える必要は無く、Taを用いた場合は遮蔽体を透過してガンマ線が炉室内に漏洩し、装置廻りの線量率が高くなる。その他の材料を用いた場合は誘導放射能の大小は有るが炉の設計に影響を与える様な違いとはならない。その他不純物や、遮蔽材の放射化についても検討した。また放射性廃棄物量も推定した。

核融合実験炉の誘導放射能と線量率

飯田 浩正; 関 泰; 井手 隆裕*

JAERI-M 6639, 49 Pages, 1976/07

JAERI-M-6639.pdf:1.41MB

核融合実験炉の誘導放射能と、それに起因する線量率を、誘導放射能計算コードACTIVEと1次元、2次元輸送計算コードを用いて計算した。また、炉運転中の線量率も1次元輸送計算コードを用いて計算した。計算結果は次の通りである。(1)核融合実験炉を1年間運転した直後の全誘導放射能は、約10Ciである。(2)超電導磁石の両側に遮断物を追加すれば、1年間炉を運転し、炉停止後1週間を経た時点の、超電導磁石用遮断体外表面の線量率は1mrem/hrとなる。(3)補修の為、炉モジュールを引き出した場合の線量率は、第1壁付近が最も高く10rem/hrのオーダーである。また炉室内は10~10rem/hrとなる。(4)炉運転中の線量率は、超電導磁石用遮断体の外側表面で約10rem/hrである。