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論文

Activation in injection area of J-PARC 3-GeV rapid cycling synchrotron and its countermeasures

山本 風海; 山川 恵美*; 高柳 智弘; 三木 信晴*; 神谷 潤一郎; Saha, P. K.; 吉本 政弘; 柳橋 亨*; 堀野 光喜*; 仲野谷 孝充; et al.

ANS RPSD 2018; 20th Topical Meeting of the Radiation Protection and Shielding Division of ANS (CD-ROM), 9 Pages, 2018/08

J-PARC 3GeVシンクロトロンは1MWのビーム出力を中性子ターゲットおよび主リングシンクロトロンに供給するためにビーム調整を進めている。現在は最大500kWの出力で運転を行っているが、現状最も放射化し線量が高い箇所はリニアックからのビーム軌道をシンクロトロンに合流させる入射部である。この放射化はビーム入射に使用する荷電変換フォイルとビームの相互作用によるものであるが、フォイルを使う限り必ず発生するため、周辺作業者への被ばくを低減するための遮蔽体を設置できる新しい入射システムの検討を行った。フォイル周辺は入射用電磁石からの漏れ磁場で金属内に渦電流が流れ、発熱することがこれまでの経験から判っているため、その対策として金属の遮蔽体を層状に分け、その間に絶縁体を挟む構造を考案した。遮蔽計算の結果から、9mmのステンレスの間に1mmの絶縁体を挟んでも遮蔽性能は5%程度しか低下しないことがわかった。

論文

Shielding effect on secondary cosmic-ray neutron- and muon-induced soft errors

安部 晋一郎; 佐藤 達彦

Proceedings of Radiation Effects on Components and Systems Conference 2016 (RADECS 2016) (Internet), 5 Pages, 2016/00

二次宇宙線中性子は、地上における電子機器のソフトエラーの主因として知られている。近年、半導体デバイスの放射線耐性の低下に伴い、二次宇宙線ミューオンの影響が懸念されている。本研究では二次宇宙線中性子およびミューオン起因ソフトエラー発生率(SER: Soft Error Rate)への遮蔽効果による影響を調査した。地球上のほぼ全ての場所、時期における宇宙線フラックスを見積もる解析モデルPARMA 4.0で得られる宇宙線の二重微分フラックスを用いて、PHITSによる建屋への二次宇宙線中性子およびミューオン照射の計算を行った。その結果、建屋内での中性子フラックスの計算値と実験値との非常に良い一致が得られた。野外および建屋1階での二次宇宙線中性子およびミューオン起因のSERは、多重有感領域(MSV: Multiple Sensitive Volume)モデルとPHITSを用いて解析した。その結果、建屋による遮蔽効果は中性子起因SERの減少にのみ寄与することが判明した。建屋1階でのミューオン起因SERは中性子起因SERに対して20%程度であり、屋内で使用する機器の信頼性評価を行う際は二次宇宙線ミューオンの影響を考慮する必要があること明らかにした。

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

Homogeneity tests on neutron shield concrete

奥野 功一*; 飯倉 寛

Nuclear Science and Techniques, 25(S1), p.S010604_1 - S010604_5, 2014/12

近年、中性子は材料の分析・解析、硼素中性子捕捉療法の分野における応用を目的として研究されている。これら中性子を利用する実験施設用にコンパクトな遮へいを造るため、通常のコンクリートと同等の機械強度を有する中性子遮へいコンクリートが開発された。十分な遮へい性能を確実なものとするためには、コンクリートの均一性を確認することが重要である。本研究では、コンクリートの均一性を確認するため、JRR-3の熱中性子ラジオグラフィ装置を用いてコンクリートの中性子ラジオグラフィ画像を撮影して熱中性子の透過率を推定した。その結果、中性子遮へいコンクリートは通常のコンクリートと比較して倍以上の遮へい性能を有していることが示された。

論文

原子力分野におけるモンテカルロ法解析の教育方法

桜井 淳; 山本 俊弘

日本原子力学会和文論文誌, 4(4), p.248 - 258, 2005/12

日本原子力研究所でモンテカルロセミナーが実施されている。それらは、(1)モンテカルロ基礎理論セミナー,(2)モンテカルロ法による核燃料サイクル施設の未臨界安全セミナー,(3)モンテカルロ法による遮蔽安全解析セミナー,(4)モンテカルロ法による中性子深層透過問題におけるウェイト下限値推定法セミナー,(5)MCNPXによる高エネルギー遮蔽安全解析セミナー,(6)モンテカルロ法によるストリーミングセミナー,(7)モンテカルロ法によるスカイシャインセミナー,(8)モンテカルロ法による線量評価セミナーである。基礎理論セミナーでは、筆者が考案したウェイト下限値やインポータンスを推定する新しい簡単な方法を取り入れた。未臨界セミナーでは、計算結果の信頼性を評価するために、筆者が実施した11種類のベンチマーク実験問題を組み込んだ。

論文

Experiment and analyses for 14 MeV neutron streaming through a dogleg duct

山内 通則*; 落合 謙太郎; 森本 裕一*; 和田 政行*; 佐藤 聡; 西谷 健夫

Radiation Protection Dosimetry, 116(1-4), p.542 - 546, 2005/12

 被引用回数:3 パーセンタイル:72.02(Environmental Sciences)

核融合炉にはRF加熱ポートや計測用プラグ周りの間隙等、屈曲を設けた放射線ストリーミング経路が幾つかあり、遮蔽設計上の問題となる。モンテカルロ計算はストリーミング効果の詳細評価に重要であるが、一方簡易計算はストリーミング効果を軽減するための設計オプションの選定に有効である。実験と解析によりこれらの計算法の信頼性を評価した。実験は原研FNSの14MeV中性子源により、高さ170cm,幅140cm,厚さ180cmの遮蔽体に断面が30cm$$times$$30cmの2回屈曲ダクトを設けた体系で行った。モンテカルロ計算は実験体系,線源周り構造体、及び実験室を詳細にモデル化し、MCNP/4CコードとFENDL/2及びJENDL-3.3ライブラリーを用いて行った。実験値との差は30%以内であった。簡易計算はDUCT-IIIコードによって行った。その結果は屈曲によるストリーミング成分の変化を良好に再現し、充分な信頼性を持つことを確認した。すなわち、モンテカルロ計算法とともに簡易計算法もまた遮蔽設計評価のために有効な役割を果たすと期待できる。

論文

Shielding design of the ITER NBI Duct for nuclear and bremsstrahlung radiation

佐藤 聡; 飯田 浩正; 山内 通則*; 西谷 健夫

Radiation Protection Dosimetry, 116(1-4), p.28 - 31, 2005/12

 被引用回数:2 パーセンタイル:79.11(Environmental Sciences)

3次元モンテカルロ計算により、中性子及びブレームス輻射線源に対するITER NBIダクトの遮蔽解析を行った。核融合反応分布を線源とした中性子及び光子輸送計算により、プラズマに面しているダクト壁(FS)と隠れている壁(HS)の両者の核発熱率分布を、第一壁表面からの距離及びダクト表面からの距離を関数として、詳細に評価した。第一壁表面では、両者はほとんど同じ値であるが、第一壁表面からの距離が長くなるにしたがい、HS中の核発熱率は、FS中の値と比較して減衰が大きく、50cm以上離れた位置では、前者は後者に較べて約2$$sim$$3倍小さいことがわかった。また、ブレームス輻射分布を線源とした光子輸送計算により、ダクト壁の表面熱負荷分布を、第一壁表面からの距離を関数として、詳細に評価した。HSの表面熱負荷は、FSの値の約4分の1であリ、第一壁表面では、FSの表面熱負荷は約7$$sim$$8w/cm$$^{2}$$、HSの表面熱負荷は約2w/cm$$^{2}$$、第一壁表面から約1mの位置では、各々1w/cm$$^{2}$$, 0.2$$sim$$0.3w/cm$$^{2}$$であることを明らかにした。また、ダクト周囲の超伝導コイルの核的応答、崩壊$$gamma$$線線量率を評価した。前者は基準値を充分に満足し、後者は基準値とほぼ同じ値であることがわかった。

論文

Nuclear "pasta" structures and the charge screening effect

丸山 敏毅; 巽 敏隆*; Voskresensky, D. N.*; 谷川 知憲; 千葉 敏

Physical Review C, 72(1), p.015802_1 - 015802_11, 2005/07

 被引用回数:124 パーセンタイル:1.06(Physics, Nuclear)

相対論的平均場を用いた密度氾関数法に基づく数値計算によって、飽和密度以下の原子核物質の「パスタ構造」と呼ばれる非一様構造と、状態方程式を調べた。従来の研究では、構造を仮定したり、電子密度や核子密度を簡単化して計算されていたが、本研究ではクーロンポテンシャルと粒子の密度を無撞着に計算し、これによって従来無視されていたクーロン遮蔽の効果を議論することが可能となった。研究で得られた結果としては、パスタ構造のサイズが、電子によるクーロン遮蔽効果によって変化すること、また、構造の現れる密度範囲がクーロン相互作用により影響を受けていることなどが明らかになった。

報告書

J-PARC核破砕中性子源のターゲット台車の遮蔽設計

田村 昌也; 前川 藤夫; 原田 正英; 羽賀 勝洋; 今野 力

JAERI-Tech 2005-020, 58 Pages, 2005/03

JAERI-Tech-2005-020.pdf:18.82MB

J-PARC核破砕中性子源施設における水銀ターゲット台車設計の詳細化及び建屋設計の変更に伴い、ターゲット台車の遮蔽性能評価を行った。目標線量は、台車後方にある1.5mのコンクリート壁の背後にあるマニピュレータ室で25$$mu$$Sv/h以下、さらに1.5mのコンクリート壁の背後にある一般区域で0.5$$mu$$Sv/h以下である。屈曲した水銀配管及びターゲット台車と台車周りのライナーとのギャップ等を詳細に3次元モデル化することで、ストリーミング効果等を評価できるようにし、ターゲット台車周辺の線量分布を3次元モンテカルロコードNMTC/JAMを用いて求めた。コンクリート壁は単純なバルク遮蔽計算で十分であるため、MCNPXコードにより先の計算で求めた台車後端部の中性子束を線源とした1次元球体系モデルを用い、マニピュレータ室及び一般区域における線量を求めた。鉄遮蔽の増加、さらにギャップ等によるストリーミングを抑制することで、マニピュレータ室及び一般区域で目標線量限度以下にできるターゲット台車の遮蔽構造を決定した。

論文

Structured mixed phase at charged kaon condensation

丸山 敏毅; 巽 敏隆*; Voskresensky, D. N.*; 谷川 知憲; 千葉 敏

Nuclear Physics A, 749, p.186c - 189c, 2005/03

K中間子凝縮の起こる高密度になると、K中間子凝縮相と通常原子核物質の混合相が現れ、ついで純粋K中間子凝縮物質へと変化する。この混合相ではバリオンと電子の2種類の独立した化学ポテンシャルの平衡を考慮する必要があるため、局所的に荷電のある「構造を持った混合相」が予測される。K中間子の自由度を含んだ相対論的平均場による密度汎関数法の手法による数値計算で、この混合相がいわゆるパスタ構造となることを確かめた。また、構造に対するクーロン遮蔽の効果を調べたところ、Maxwell構成法(局所的に非荷電な2相分離)と単純なGibbs条件(表面効果を無視した局所荷電のある2相分離)との中間的な様相を示し、この混合相の現れる領域が従来の研究によるものと異なることがわかった。

論文

大強度陽子加速器施設(J-PARC: Japan Proton Accelerator Research Complex)の放射線安全設計

中島 宏; J-PARC安全グループ

モンテカルロ計算法高度化の現状; 第3回モンテカルロシミュレーション研究会報文集, p.75 - 83, 2004/12

大強度陽子加速器計画施設における、放射線安全上の課題に対する対策・方針、それによる設計目標の考え方,設計条件の設定,遮蔽設計・安全評価に用いる手法及びその精度検証、そして最後に施設設計の現状を報告する。

論文

中性子遮蔽・ブランケット設計

山内 通則*; 西谷 健夫; 西尾 敏

プラズマ・核融合学会誌, 80(11), p.952 - 954, 2004/11

低アスペクト比を目指すトカマク炉では、トーラス内側構造を極力小さくする必要がある一方、トーラス外側構造の割合が大きくなる。そこで比較的大きな領域を要するトリチウムの増殖は主としてトーラス外側で行い、トーラス内側では超伝導コイルの遮蔽を主目的とする設計が合理的となる。最適な内側遮蔽構造は、材料にW及びVH$$_{2}$$を使用すれば、真空容器とコイルケースを除いた遮蔽体厚さを57$$sim$$58cm程度にできる可能性がある。ただし、Wは強い残留放射能等の問題があるので、Wを除いた構造ならば約74$$sim$$76cmの遮蔽厚が必要となる。一方、外側ブランケットには増殖材としてLi$$_{2}$$Oや液体Liを使用し、トーラス内側に反射体を設ければ、大きなTBRが期待できる。LiPbは将来的には有力なトリチウム増殖材であるが、十分なTBRの設計が難しい。この場合内側にリチウム鉛(LiPb)の中性子反射体を設け、内側のTBRも回収できれば、トリチウムの自己供給が可能な核融合炉が実現する。

論文

Estimation of radioactivity and residual $$gamma$$-ray dose around a collimator at 3-GeV proton synchrotron ring of J-PARC facility

中根 佳弘; 中野 秀生*; 阿部 輝雄*; 中島 宏

Proceedings of 11th International Congress of the International Radiation Protection Association (IRPA-11) (CD-ROM), 6 Pages, 2004/05

現在建設が進められているJ-PARCの3GeV陽子シンクロトロン施設において、入,出射部やコリメータ部ではkWオーダーのビームロスが想定されており、このエリアでの加速器機器保守時の被ばく線量評価は重要である。本研究では、3-GeVシンクロトロン加速器において最もビームロス量が大きいコリメータ部近傍における残留放射能及びそれによる被ばく線量を、PHITS, DCHAIN-SP及びQAD-CGGP2を用いて評価した。その結果、コリメータ近傍で、局所遮蔽の貫通口からコリメータが直視できる位置での1年間運転後の被ばく線量は、1か月間の冷却後でも2-12mSv/hと高いものの、加速器停止後に貫通口に遮蔽プラグを挿入することにより、作業が可能な線量率に低減できることがわかった。また、コリメータ下流部のビームダクトの放射化が比較的高く、メインテナンスのためダクト周りの局所遮蔽を外した状態では、1か月冷却後でも0.3-1.0$$mu$$Sv/hとなることがわかり、より高い精度の評価のため、今後、機器のメインテナンスシナリオと併せて検討することが必要である。

論文

Benchmark experiments of dose distributions in phantom placed behind iron and concrete shields at the TIARA facility

中根 佳弘; 坂本 幸夫; 津田 修一; 田中 進; 平山 英夫*

Journal of Nuclear Science and Technology, 41(Suppl.4), p.506 - 509, 2004/03

J-PARC施設の放射線遮蔽設計で重要な、数10MeV領域中性子に対する線量評価法の精度検証を目的として、TIARAの65MeV準単色中性子場における、鉄及びコンクリート遮蔽体の後方に設置したプラスチックファントム内での線量分布を組織等価型比例計数管を用いて測定するとともに、J-PARC施設の遮蔽設計で用いている線量評価法による解析を行った。解析には、MCNPX及びNMTC/JAM-MCNPの2種類の粒子輸送計算コードを用いて中性子束を計算し、これらの結果にJ-PARC施設の遮蔽設計で用いている実効線量への換算係数を乗じて線量分布を計算した。実験値との比較から、2種類の計算コードによる解析結果はいずれも実験値をおおむね20%以内で再現することが確認され、現在設計に用いている遮蔽設計法が線量評価の観点から十分な精度を有していることを検証できた。

論文

Progress in physics and technology developments for the modification of JT-60

玉井 広史; 松川 誠; 栗田 源一; 林 伸彦; 浦田 一宏*; 三浦 友史; 木津 要; 土屋 勝彦; 森岡 篤彦; 工藤 祐介; et al.

Plasma Science and Technology, 6(1), p.2141 - 2150, 2004/02

 被引用回数:2 パーセンタイル:92.16(Physics, Fluids & Plasmas)

JT-60定常高ベータ化計画(JT-60改修計画)の最重要課題は高ベータ,臨界クラスのパラメータを持つ高性能プラズマの100秒程度以上の維持を実証することである。このため、高ベータプラズマを達成するためのプラズマパラメータや運転シナリオ,制御手法の検討を行うとともに、超伝導磁場コイルの要素技術の開発を始め、放射線遮蔽や真空容器等の設計検討及び試験開発を行い、その成立性を確認した。本発表は、以上の物理・工学設計と試験開発の進捗状況を詳述する。

論文

Analytical representation for neutron streaming through slits in fusion reactor blanket by Monte Carlo calculation

佐藤 聡; 真木 紘一*

Fusion Engineering and Design, 65(4), p.501 - 524, 2003/07

 被引用回数:1 パーセンタイル:87.47

トカマク型DT核融合炉の代表的な設計例においてブランケットは、メンテナンスや製作性等の観点から多数のモジュールに分割されている。隣り合うモジュール間には幅数cmのスリットが存在する。スリットからの中性子ストリーミングにより真空容器再溶接部のヘリウム生成量や超伝導コイルの核発熱率や照射損傷等が増加し、基準値以上になる懸念がある。本研究では、スリット幅,ブランケットの厚さ及び組成,真空容器の厚さ及び組成,再溶接部のホウ素濃度をパラメータとした真空容器や超伝導コイルの核的応答に対する3次元モンテカルロ法による感度解析を行い、それらを関数としたスリットストリーミングに対する核的応答の簡易的な近似式を導出した。また導出した近似式を基に、遮蔽設計基準値を満足させるための遮蔽構造のガイドラインを明らかにした。

報告書

大強度陽子加速器計画における核破砕中性子源の3次元遮蔽設計

田村 昌也; 前川 藤夫

JAERI-Tech 2003-010, 54 Pages, 2003/03

JAERI-Tech-2003-010.pdf:7.97MB

大強度陽子加速器計画(J-PARC)の下で建設が進められている物質・生命科学実験施設において、1MW核破砕中性子源施設の遮蔽性能に関する評価は、放射線安全及び機器配置の最適化の観点から重要である。本レポートは、核破砕中性子源全体を構成するすべての機器を隙間まで含めて詳細に3次元モデル化し、MCNPX2.2.6コード及びLA-150ライブラリを用いたモンテカルロ計算手法を用いて、遮蔽性能を評価した結果をまとめたものである。ストリーミング効果及びボイド効果の検討,コスト削減のための遮蔽の最適化,シャッター等機器の最適配置の検討を行った。水平方向の必要遮蔽厚さは、中性子ビームラインの角度により異なり、およそ6.5mから7.5mの範囲であることがわかった。また、他のビームラインと構造の異なる水平反射率計用の下向きビームラインのシャッター形状を検討し、その遮蔽性能が十分であることを示した。これらの結果より、生体遮蔽体の最適な形状を最終的に決定した。

報告書

Japanese contribution to the design of primary module of shielding blanket in ITER-FEAT

黒田 敏公*; 秦野 歳久; 三木 信晴*; 廣木 成治; 榎枝 幹男; 大森 順次*; 佐藤 真一*; 秋場 真人

JAERI-Tech 2002-098, 136 Pages, 2003/02

JAERI-Tech-2002-098.pdf:24.33MB

ITER-FEATの遮蔽ブランケット設計における日本での検討事項をまとめた。第一壁/遮蔽ブロックの熱・応力解析及び遮蔽ブロックの熱・流力解析を行い、遮蔽ブロックの一部に熱応力が過大となる箇所があること、また遮蔽ブロック内の流路で閉塞的な状態となっている箇所があることを指摘するとともに改善を提案した。つぎに、ソリッド要素を用いた3次元電磁力解析を行って、ディスラプション時にブランケットモジュールに生じる電磁力を求めるとともに、第一壁と遮蔽ブロック、また遮蔽ブロックと真空容器の接続構造の強度検討を行った。最後に、ブランケットへの主給排水管が真空容器内部に埋設された場合の水-水リーク検出システムについて検討した。

論文

Evaluation of photon shielding capability for epithermal neutron detection during reactivity-initiated power burst experiments

柳澤 宏司; 中島 健; 大野 秋男; 三好 慶典

Journal of Nuclear Science and Technology, 39(7), p.800 - 803, 2002/07

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

過渡臨界実験装置(TRACY)における反応度投入出力バースト実験における出力履歴の評価のために、熱外中性子検出用の遮蔽体系について光子遮蔽能力を評価した。連続エネルギーモンテカルロコードにより、三種類の遮蔽体系について検出器位置での光子照射線量率と中性子検出率を計算した。計算結果より、中心からポリエチエン,カドミウム板,鉛の順番で遮蔽体系を構成した場合には、カドミウムの中性子捕獲$$gamma$$線を効果的に遮蔽できないことがわかった。また、この捕獲$$gamma$$線は熱中性子の反応によって生じるため、熱中性子の検出時間遅れと同様に捕獲$$gamma$$線が時間遅れを伴って影響する可能性があることが示された。この問題を解決するために、カドミウムを遮蔽体系の外側に配置し、その内側にポリエチレン,鉛を配置した遮蔽体系を提案し、カドミウムの捕獲$$gamma$$線を大きく低減できることを示した。また、提案した遮蔽体系では中性子検出感度もまた増加することが示され、TRACYの出力履歴評価のための熱外中性子検出器の遮蔽として有効であることがわかった。

報告書

ITER用炉内機器の製作技術開発と成果

黒田 敏公*; 佐藤 和義; 秋場 真人; 江里 幸一郎; 榎枝 幹男; 大崎 敏雄*; 古作 泰雄; 佐藤 聡; 佐藤 真一*; 鈴木 哲*; et al.

JAERI-Tech 2002-044, 25 Pages, 2002/03

JAERI-Tech-2002-044.pdf:2.68MB

ITERの主要炉内機器である遮蔽ブランケットとダイバータに対し、それらが厳しい負荷に耐えつつ要求された機能を満たすために必要となる製作技術の開発を行った。前者ではHIP法を適用した異材接合技術及びウォータージェットと放電加工を用いてスリット加工技術を開発した。後者では、狭隘な設置スペースにも対応できる同軸二重冷却管の製作技術,また、冷却管として用いる銅合金の強度維持用熱処理をも考慮した。C/Cコンポジットと銅合金の1ステップろう付け技術等を開発した。いずれも、高熱負荷試験による性能確認を行うとともに、実規模大のモックアップを試作して製作性を確認し、実機製作への見通しを得た。

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