線量率

線量率（dose rate）とは、放射線被ばくする対象の単位時間あたりの吸収線量をいい、核融合炉の文脈ではとりわけ運転停止後に生じる「停止後線量率（shutdown dose rate, SDR）」が設計上の中心課題となる。D-Tプラズマから放出される高エネルギー中性子は材料を放射化し、生成した放射性核種が崩壊してガンマ線を放出するため、プラズマを止めた後も炉内は強い放射線場に保たれる。この線量率を正確に予測することは、定期保守や不測の事態における作業員の被ばく評価、機器の耐放射線設計、そして規制認可のための安全審査に不可欠であり、核融合中性子学解析の代表的なエンドポイントとみなされている。

停止後線量率の物理的起源

D-T核融合で生じる約14 MeVの中性子は、第一壁・ブランケット・真空容器・ポート構造などの材料中で核反応を起こし、さまざまな放射性核種を生成する。運転停止後、これらの核種が崩壊する際に放出するガンマ線が停止後線量率の源となる。線量率の大きさと時間変化は、生成した核種の種類と半減期、材料組成、そして運転履歴（中性子フルエンスと照射・冷却スケジュール）によって決まる。半減期が短い核種は停止直後の線量率を支配し、長寿命核種は数週間から数年スケールの線量率を担うため、保守作業の想定時期に応じて支配的な寄与が移り変わる。実際、中性子発生装置を用いた模擬実験では、停止後3週間にわたり線量率が数桁にわたって減衰する様子が測定されており、短時間冷却では線量率が急峻に落ちる一方、数日以降は半減期の長い核種の寄与が顕在化する。このため解析では、照射履歴と冷却時間を明示して崩壊生成物のインベントリを追跡する必要がある。

計算手法：R2SとD1S

停止後線量率の計算には、厳密2段階法（Rigorous 2-Step, R2S）と直接1段階法（Direct 1-Step, D1S）という二つの主要手法がある。R2S法では、まずモンテカルロ輸送計算で中性子フルックスとスペクトルを求め、次にインベントリ計算コード（FISPACT系など）で各領域の放射性核種分布と崩壊ガンマ線源を評価し、最後にそのガンマ線源を用いた光子輸送計算で線量率を得る。新古典輸送・核種生成・光子輸送という三つの物理過程を独立に解くため、複雑な三次元幾何や長い冷却時間でも一貫した精度が得られる一方、計算コストが高く、コード間のデータ受け渡しの自動化が課題となる。D1S法は、新古典輸送計算の過程で崩壊ガンマ線の生成を直接扱うことで一段階に統合し、計算を効率化するが、専用のコード拡張とデータライブラリの整備を要する。

R2S法の典型的なワークフローは、利用者がメッシュ・材料・照射スケジュール・冷却時間を入力すると、新古典輸送ソルバが反応率を算出し、活性化ソルバが活性化物質インベントリを評価し、そこから崩壊生成物ガンマ線源を構築し、最終的に光子輸送ソルバが停止後線量率を出力する、という一連の流れで構成される。この流れを示したのが次の図である。

図は、新古典輸送ソルバ、活性化ソルバ、崩壊線源生成、光子輸送ソルバという物理モジュール（黄色）が、反応率、活性化物質インベントリ、崩壊生成物線源という中間データ（青色）を介して連結され、停止後線量率に至る様子を示している。歴史的には、この連結はMCNPとFISPACTをスクリプトでつなぐ形で各機関が独自に構築してきたが、輸送コードの多様化（Serpent 2、OpenMCなど）に伴い、コードに依存しない汎用ワークフローの整備が進んでいる。メッシュベースのR2S法（R2Smesh、MCR2Sなど）では空間を細分化してフルックススペクトルと核種分布を扱い、メッシュ解像度が結果の精度と計算量の両方に影響する。一方、D1S法にも改良を加えた発展形が提案されているが、いずれも大規模解析ではR2SとD1Sが主流であり続けている。

ベンチマーク実験と検証

計算手法の信頼性は、実験との比較によって検証されてきた。代表例は、ITER真空容器の材料模擬体をFrascati中性子発生装置でD-T中性子照射し、停止後のガンマ線線量率を組織等価シンチレータで3週間にわたり測定した実験である。ガンマ線スペクトルも有機シンチレーション分光器で複数の冷却時間において測定され、照射中の中性子スペクトルも併せて測定された。この実験の解析では、MCNPによる中性子・ガンマ線輸送とFISPACTによる核種生成・崩壊の計算が行われ、FENDL核データライブラリを用いた計算は実験値と約±15%以内で一致し、輸送・インベントリ計算ツール群の妥当性が確認された。この種の実験はSINBADなどのベンチマークデータベースに収録され、後続の手法開発の標準的な検証対象となっている。

ベンチマーク比較では、計算値と実験値の比（C/E）が評価の指標となる。模擬実験の第1キャンペーンでは複数の輸送コードがいずれも実験値を1〜1.5倍程度過大評価し、第2キャンペーンでは0.6〜1倍程度過小評価する傾向が報告されている。次の図は、その一例として、模擬空洞内の線量率の時間減衰とC/E比の時間変化を示したものである。

上段の図は、実験値（実線）と計算値（プロット）が停止後数時間から数週間にわたりほぼ重なって減衰する様子を対数スケールで示し、下段は複数のコード・実装によるC/E比が冷却時間とともに変動しつつ概ね1近傍に収まることを示している。このような検証を経て、モンテカルロ輸送コード間の差異（分散低減の有無による収束性の違いなど）も定量的に評価されるようになり、手法間の整合性への信頼が高まっている。核データライブラリ（FENDL、EFF/EAF、JENDLなど）の違いが線量率計算に与える影響も比較・評価されている。

応用：ITERの保守・遮蔽・低減

停止後線量率解析の最大の需要先はITERをはじめとする大型装置の保守計画である。上部ポートや赤道ポートのポートプラグ、診断装置、電子サイクロトロン加熱用ランチャー、ICRFアンテナなど、交換・点検の対象となる機器周辺の線量率分布が詳細に評価され、作業員の滞在時間や作業手順、遠隔保守の必要性が決定される。ブランケット（DCLLなど）を備えた発電炉概念や、IFMIFのリチウムループ、中性子ビーム輸送部といった周辺施設でも、接触線量率と放射性インベントリが評価される。

線量率を下げる手段として、遮蔽の最適化が設計段階から行われる。例えばアンテナやポート周辺の遮蔽構造を改良して活性化を抑え、停止後線量率を低減する試みがITERの機器設計で実施されている。また、診断機器そのものが停止後線量率の寄与源となるため、材料選定や配置によってその寄与を抑える設計も行われる。停止後線量率計算は新古典輸送・核種変換・光子輸送という核融合核解析の全要素を結合する総合的な解析であり、その計算能力の水準を測る物差しとみなされることから、ワークフローの自動化・オープンソース化も進められている。