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報告書

ナノ粒子を用いた透明遮へい材の開発研究(委託研究); 平成30年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉国際共同研究センター; 九州大学*

JAEA-Review 2019-039, 104 Pages, 2020/03

JAEA-Review-2019-039.pdf:5.57MB

日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉国際共同研究センター(CLADS)では、平成30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「ナノ粒子を用いた透明遮へい材の開発研究」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。B$$_{4}$$CやW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。

論文

Estimation method of systematic uncertainties in Monte Carlo particle transport simulation based on analysis of variance

橋本 慎太郎; 佐藤 達彦

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(4), p.345 - 354, 2019/04

 被引用回数:1 パーセンタイル:23.13(Nuclear Science & Technology)

モンテカルロ法に基づいた粒子輸送シミュレーションは、加速器施設の遮蔽計算等の様々な目的で利用されている。モンテカルロ法による計算結果の信頼性を定量的に評価するためには、試行回数によって決まる統計的不確かさに加えて、計算で使われる反応断面積や計算の入力情報となる遮蔽材の密度がもつ誤差の影響を系統的不確かさとして求める必要がある。本研究の評価方法は分散分析に基づいており、これを鉄やコンクリートを遮蔽材とする中性子の遮蔽計算の解析に適用し、統計的及び系統的不確かさの両方を評価可能であることを示した。その際、入力情報の値を誤差の範囲で変動させるランダム条件法の他、三条件(中央値,上限値及び下限値)のみ変動させる三条件法を提案した。ランダム条件法は計算体系に関わらず適切に系統的不確かさが評価できるものの長い計算時間を必要とするのに対し、入力情報の誤差の影響が複雑な場合を除いて、三条件法は計算時間を抑えてランダム条件法と同じ評価結果を与えることがわかった。さらに、試行回数を増加させた場合の収束状況を判断できる新しい基準値を示し、必要最小限の計算時間で収束した評価結果が得られることを明らかにした。

論文

遮蔽

前川 藤夫

波紋, 28(4), p.208 - 211, 2018/11

中性子及び付随する$$gamma$$線の遮蔽は、研究者の放射線安全及びバックグラウンド低減による良い実験データ取得の観点で重要である。本稿では、中性子遮蔽の基礎、中性子及び$$gamma$$線遮蔽の物理と適切な材料、そしてJ-PARC MLFの1-MW核破砕中性子源遮蔽の概念設計例について解説する。

報告書

PHITSコードを用いたHTTR原子炉起動用中性子源の交換作業に伴う遮蔽計算

篠原 正憲; 石塚 悦男; 島崎 洋祐; 澤畑 洋明

JAEA-Technology 2016-033, 65 Pages, 2017/01

JAEA-Technology-2016-033.pdf:11.14MB

高温工学試験研究炉の起動用中性子源交換作業において、中性子線による作業員の被ばくを低減させるため、燃料交換機遮蔽キャスク下部に仮設中性子遮蔽体を設置した場合の線量当量率をPHITSコードで計算した。この結果、仮設中性子遮蔽体を燃料交換機遮蔽キャスク下部に設置することによって、中性子線による線量当量率を約1桁程度低くできることが明らかとなった。また、実際の交換作業において、仮設中性子遮蔽体を設置した結果、作業員の被ばく積算線量は0.3mSv人となり、前回の0.7mSv人と比較して半減させることができた。

論文

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、$$^{252}$$Cf(3.7GBq$$times$$3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($$phi$$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・$$gamma$$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($$phi$$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($$phi$$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($$phi$$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。

論文

Neutronics design of the low aspect ratio tokamak reactor, VECTOR

西谷 健夫; 山内 通則*; 西尾 敏; 和田 政行*

Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1245 - 1249, 2006/02

 被引用回数:13 パーセンタイル:68.77(Nuclear Science & Technology)

低アスペクト比(アスペクト比2.3)のトカマクVECTORにおいて、超電導トロイダル磁場コイルの十分な遮蔽と1以上のトリチウム増殖比を確保することを目標に中性子工学設計を行った。増殖ブランケットとして自己冷役型LiPbブランケットを採用した場合、外側にLiPb自己冷役型ブランケットだけでは1以上のトリチウム増殖比は困難であるが、水素化バナジウムを主遮蔽材とする内側ブランケットに約13cm厚のLiPb層を追加することにより、内側超電導トロイダル磁場コイルの遮蔽と、1以上のトリチウム増殖比を同時に満足できることを示した。

論文

Shielding analysis at the upper section of the accelerator-driven system

佐々 敏信; Yang, J. A.*; 大井川 宏之

Radiation Protection Dosimetry, 116(1-4), p.256 - 258, 2005/12

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Environmental Sciences)

加速器駆動システム(ADS)の陽子ビームダクトは核破砕中性子や光子のストリーミング経路となり、これにより未臨界炉心上部に配置された電磁石などの機器の放射化を誘発する恐れがある。この放射化量を定量的に評価することを目的に、鉛ビスマス冷却ADS(800MWt)のストリーミング解析を実施した。MCNPXを使用してビームダクトからの漏洩中性子と光子の放射線量を求めた。二次光子の解析は、多くのマイナーアクチニド断面積を$$gamma$$線生成断面積が定義されているプルトニウムに置き換えて実施した。ビームダクトからストリーミングした中性子により、ビームダクト上部の線量は、上部プラグの他の部分より20桁多い線量を与えることがわかった。MCNPXの解析で得られた漏洩粒子スペクトルを使用したDCHAIN-SPによる解析では、電磁石と遮蔽プラグが高い放射能を有することがわかった。

論文

Neutron shielding and blanket neutronics study on low aspect ratio tokamak reactor

山内 通則*; 西谷 健夫; 西尾 敏

電気学会論文誌,A, 125(11), p.943 - 946, 2005/11

内側トロイダル磁場コイルに超伝導を用いた低アスペクト比トカマク炉を実現するために、中性子工学の観点から遮蔽体やトリチウム増殖ブランケットの設計条件を検討した。炉の形状を考慮するとトーラス内側は超伝導コイルの遮蔽専用、トーラス外側はトリチウムの増殖を主たる機能に特化するのが有利と考え、内側遮蔽体には先進的な遮蔽材を採用して最適な組成とコイル遮蔽に必要な遮蔽厚さを評価した。また外側には、先進的なトリチウム増殖材を用いて、増殖比を最大にするために最適なブランケットの組成や構造を検討した。さらに、アスペクト比に対するトリチウム増殖比の変化を求め、アスペクト比が2$$sim$$2.5程度の幾つかのブランケット構造に対するトリチウム増殖比とそれらを1.1以上にするための条件を明らかにした。

論文

Development of a heat-resistant neutron shielding resin for the national centralized tokamak

森岡 篤彦; 櫻井 真治; 奥野 功一*; 玉井 広史

プラズマ・核融合学会誌, 81(9), p.645 - 646, 2005/09

フェノール樹脂を母材に、ホウ素を5重量%を混練して成形した300$$^{circ}$$Cの耐熱性能を有する中性子遮へい樹脂材を新たに開発した。開発した中性子遮へい樹脂材の$$^{252}$$Cf中性子源を使用した中性子遮へい性能は、代表的な中性子遮へい材であるポリエチレンの中性子遮へい性能とほぼ同じであった。この中性子遮へい樹脂材は、重水素放電時に超伝導コイルの核発熱を低減するための中性子遮へい材、並びに真空容器のポート部の漏洩中性子の遮へい材として適用可能である。

論文

Current status of the AGS spallation target experiment

中島 宏; 高田 弘; 春日井 好己; 明午 伸一郎; 前川 藤夫; 甲斐 哲也; 今野 力; 池田 裕二郎; 大山 幸夫; 渡辺 昇; et al.

Proceedings of 6th Meeting of the Task Force on Shielding Aspects of Accelerators, Targets and Irradiation Facilities (SATIF-6), (OECD/NEA No.3828), p.27 - 36, 2004/00

米国ブルックヘブン国立研究所AGS(Alternating Gradient Synchrotron)加速器を用いて行われている一連の核破砕ターゲット実験及びその解析の概要について報告する。本実験では、中性子発生特性,遮蔽設計パラメータに関する情報を得ることを目的として、AGS加速器から得られる数GeV,数百kJの陽子ビームを水銀核破砕ターゲットに入射し、そこで発生する二次粒子を用いて、中性子工学及び遮蔽に関する実験を過去4年間にわたって行ってきた。昨年、遮蔽実験を行うとともに、これまでの実験結果の解析を通して大強度陽子加速器施設の設計コードの精度検証が精力的に行われている。本報告では、昨年行った遮蔽実験の最新結果及びこれまで行ってきた実験解析の結果について紹介する。

論文

Measurement of radiation skyshine with D-T neutron source

吉田 茂生*; 西谷 健夫; 落合 謙太郎; 金子 純一*; 堀 順一; 佐藤 聡; 山内 通則*; 田中 良平*; 中尾 誠*; 和田 政行*; et al.

Fusion Engineering and Design, 69(1-4), p.637 - 641, 2003/09

 被引用回数:7 パーセンタイル:47.54(Nuclear Science & Technology)

核融合炉からのスカイシャインは炉の安全の評価上重要であるが、これまでD-T中性子に対するスカイシャインの実験的評価はほとんどなかった。そこで原研の核融合中性子源FNSを用いてD-T中性子に対するスカイシャイン実験を実施した。FNS第一ターゲット室の天井のスカイシャインの実験用遮蔽ポート(1m$$times$$1m)を開放し、上空向かって中性子を打ち上げ、散乱中性子及び2次$$gamma$$線の分布を線源から 550mまでの範囲で測定した。中性子に対しては、He-3レムカウンタ,BF-3比例計数管,$$gamma$$線に対しては、大形NaIシンチレータ検出器及びGe半導体検出器を使用した。測定された線量は中性子がほとんどを占め、1.7$$times$$10$$^{11}$$n/sの発生率に対し、線源から150m及び400mでそれぞれ0.1$$mu$$Sv/h,0.01$$mu$$Sv/hであった。またJENDL-3.2を用いたモンテカルロ計算(MCNP-4B)と比較した結果、150mまでは、実験値とよく一致することがわかった。また空中に打ち上げられた中性子を線上中性子源とみなす解析モデルは非常によく実験値を再現することがわかった。2次$$gamma$$線に関しては6MeVの高エネルギー$$gamma$$線が主になっており、スカイシャイン中性子が地中で起こすSi(n,$$gamma$$)反応によると考えられる。

論文

3-D shielding calculation method for 1-MW JSNS

前川 藤夫; 田村 昌也

Proceedings of ICANS-XVI, Volume 3, p.1051 - 1058, 2003/07

1-MW JSNSの遮蔽設計のために、MCNPX用の3次元遮蔽計算モデルを作成した。このモデルにはターゲット-モデレータ-反射体集合体,ヘリウムベッセル,中性子ビーム引き出しダクト,シャッター,遮蔽ブロック及びこれらの機器間のギャップや隙間等がモデル化されており、ストリーミング効果を詳細に考慮することができる。分散低減法として、セルインポータンスパラメータによる粒子分割/消滅法を用いた。中性子束が12桁以上減衰する直径15m高さ12mに及ぶ大きなターゲットステーションに対するセルインポータンスパラメータは、自動化された繰り返し計算により適切に求めることができた。本計算手法により、短時間(2日)でターゲットステーション全体の詳細な3次元遮蔽設計計算が可能となり、JSNSの遮蔽設計が進展した。

報告書

Descriptive data of JENDL-3.3

柴田 恵一

JAERI-Data/Code 2002-026, 516 Pages, 2003/01

JAERI-Data-Code-2002-026-Part1.pdf:25.12MB
JAERI-Data-Code-2002-026-Part2.pdf:28.24MB

JENDL-3.3の第3改訂版(JENDL-3.3)が2002年に公開された。このライブラリーには337核種の評価済中性子核データが収納されている。本報告書には、JENDL-3.3のMF1部分に与えられている評価方法に関する記述が掲載されている。

報告書

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$$gamma$$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、$$gamma$$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。

論文

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

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。

論文

Analyses of iron and concrete shielding experiments with 43 and 68MeV p-$$^{7}$$Li neutrons with LA150

今野 力; 前川 藤夫; 和田 政行*; 中島 宏; 小迫 和明*

Journal of Nuclear Science and Technology, 37(Suppl.1), p.187 - 191, 2000/03

原研高崎研TIARAで行われたp-$$^{7}$$Li準単色中性子源(43MeV,68MeV)を用いた鉄、コンクリート遮蔽実験の解析をLA150核データライブラリーを用いてMCNP4BとDORT3.1で行い、LA150自身の精度とルジャンドル展開をした多群ライブラリーを用いたSn計算の問題点を検討した。MCNP,DORT用のライブラリーはNJOYコードで作成した。多群ライブラリーは0.5MeVから149.5MeVまでを1MeV間隔にした群構造でP$$_{5}$$近似を採用した。また、この多群ライブラリーからMCNP用のルジャンドル近似をしていない多群ライブラリーも作成し、それを用いたMCNP計算も行った。10MeV以上の中性子スペクトルに関する実験と計算の比較から、LA150の鉄、コンクリートに含まれる核種のある核種の弾性散乱断面積が大きすぎる可能性があること、また、P$$_{5}$$近似の多群ライブラリーは自群散乱の前方性が弱く、それを用いたDORT計算はMCNP計算よりも20%以上も小さくなることがわかった。

論文

Neutron streaming evaluation for the DREAM fusion power reactor

関 泰; 森 清治*; 西尾 敏; 植田 脩三; 栗原 良一

Journal of Nuclear Science and Technology, 37(Suppl.1), p.268 - 275, 2000/03

高い安全性、良好な環境影響、高い熱効率と稼働率を目指したDREAM炉概念を提案した。この炉のブランケットには極低放射性のSiC/SiC複合材を構造材として、化学反応性のないヘリウムガスを冷却材としている。非常に簡単な分解保守方式により高いプラント稼働率が得られ、出口温度900$$^{circ}$$Cのヘリウムガスにより50%近い熱効率を実現した。このように魅力的な炉概念ではあるが、口径80cmのヘリウム冷却管を通しての中性子ストリーミングが問題となる。中性子ストリーミングが冷却管に隣接する極低温超電導磁石におよぼす影響、ガスタービン管における被ばく線量に対する効果を調べた。その結果、冷却管をトーラスの内側に引き出す場合には、被ばく線量を十分に低くできないが、トーラスの外側に引き出す場合には、追加遮蔽を施すことにより被ばく線量を十分に低くできることを明らかにした。

報告書

Reactor Engineering Department annual report; April 1, 1997 - March 31, 1998

エネルギーシステム研究部

JAERI-Review 98-022, 265 Pages, 1998/11

JAERI-Review-98-022.pdf:12.29MB

本報告は、平成9年度における原子炉工学部の研究活動状況をとりまとめたものである。当該年度に原子炉工学部において推進された主要な研究活動は、世界最強の自由電子レーザーの発振に成功したこと、及びPWRの設計基準事象における炉心の熱的健全性を実証したことである。また、原子炉工学部では、基礎基盤研究として将来型軽水炉の概念設計、核データと群定数、炉理論及びコード開発、炉物理実験及び解析、核融合中性子工学、原子炉計測及び計装、原子炉制御及び診断、伝熱流動並びに炉工学施設、加速器施設及び伝熱流動施設の技術開発を行っている。さらに、高温ガス炉、核融合等の日本原子力研究所プロジェクト研究及び動力炉・核燃料開発事業団の高速炉研究への協力も推進している。本報告では、原子炉工学部が運営を担当する研究委員会の活動報告もとりまとめられている。

報告書

Descriptive data of JENDL-3.2

柴田 恵一; 成田 孟

JAERI-Data/Code 98-006, 959 Pages, 1998/02

JAERI-Data-Code-98-006-Part1.pdf:21.14MB
JAERI-Data-Code-98-006-Part2.pdf:20.28MB

JENDL-3の第2改訂版(JENDL-3.2)が、1994年に公開された。このライブラリーには核分裂炉、核融合炉の設計及び遮蔽計算に必要な340核種の評価済中性子核データが収納されている。本報告書には、核データの評価者及び利用者にとって有益な情報であるJENDL-3.2のFile-1に与えられている評価方法に関する記述を掲載した。

報告書

Reactor engineering department annual report; April 1, 1996 - March 31, 1997

原子炉工学部

JAERI-Review 97-011, 338 Pages, 1997/10

JAERI-Review-97-011.pdf:11.71MB

本報告は、平成8年度における原子炉工学部の研究活動状況をとりまとめたものである。当該年度に原子炉工学部において推進された主要な研究活動は、新型炉の概念設計及び協力な中性子源を建設し新たな中性子科学研究を展開するための大強度線形陽子加速器の開発である。また、原子炉工学部では、基礎基盤研究として核データと群定数、炉理論及びコード開発、炉物理実験及び解析、核融合中性子工学、放射線遮蔽、原子炉計測及び計装、原子炉制御及び診断、伝熱流動並びに炉工学施設、加速器施設及び伝熱流動施設の技術開発を行っている。さらに、高温ガス炉、核融合等の日本原子力研究所プロジェクト研究及び動力炉・核燃料開発事業団の高速炉研究への協力も推進している。本研究では、原子炉工学部が運営を担当する研究委員会の活動報告もとりまとめられている。

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