停止後線量

停止後線量(shutdown dose rate、SDR)とは、プラズマの運転停止後に、運転中に高エネルギー中性子によって放射化された材料から放出される崩壊ガンマ線による線量率のことである。核融合炉では D-T 反応で生じる 14 MeV 中性子が第一壁・ブランケット・ポート構造などを照射し、生成された放射性核種が崩壊しながらガンマ線を出すため、プラズマが止まっても装置内部には強い放射線場が残る。この線量率の正確な評価は、保守作業員の被ばく管理や装置の認可(ライセンス)申請に不可欠であり、ITER や DEMO 設計における核融合中性子工学の中核課題の一つとなっている。

停止後線量の物理：放射化と崩壊ガンマ

中性子が構造材料の原子核と反応すると、(n,γ)、(n,p)、(n,α) などの核反応を通じて放射性核種が生成する。これらの核種は半減期が数秒から数年に及ぶ幅広い範囲にわたっており、運転停止直後は短半減期核種(例えば ^56Mn など、半減期約 2.6 時間)が線量を支配し、時間の経過とともに長半減期核種(^60Co、数年)が相対的に重要になる。したがって停止後線量率は冷却時間(cooling time)の強い関数であり、数時間から数日で数桁も減衰する。

線量率の大きさを決めるのは、中性子スペクトル(高エネルギー成分はしきい値反応を起こしやすい)、材料組成(特に Co、Ni、Mn などの放射化しやすい元素の含有量)、そして照射履歴(運転スケジュール)である。このため停止後線量評価では、新古典輸送計算で得られた中性子スペクトルから核種の生成・崩壊(インベントリ)を解き、生成した核種の崩壊ガンマ線を線量点まで輸送して線量率に変換する、という多段階の計算が必要になる。新古典輸送、核種変換(燃焼・変換計算)、光子輸送という三つの物理過程が連成する計算であり、核融合核解析ツールチェーンの総合力を試す「ものさし」とみなされる。

計算手法：R2S と D1S

停止後線量計算には大きく二つの手法がある。一つは厳密二段階法(Rigorous 2-Step、R2S)で、まずモンテカルロ輸送コードで三次元の中性子フルックス分布とスペクトルを求め、次にインベントリ計算コードで各領域の放射性核種組成を評価し、最後に崩壊ガンマ源分布を用いて再びモンテカルロ光子輸送を行って線量率を得る。中性子計算と光子計算が独立しているため物理的に明快で、複雑な三次元幾何を持つ大型装置に適用できる。もう一つは直接一段階法(Direct 1-Step、D1S)で、中性子輸送の過程で同時に崩壊ガンマを輸送する。核データライブラリのガンマ生成データを崩壊ガンマスペクトルに置き換える形で実装され、計算が一段階で済む利点があるが、専用のライブラリとコード改変を要する。

R2S の実用上の鍵は、中性子フルックスを空間的に離散化したメッシュ(または非構造メッシュ)上で扱うことである。各メッシュセルごとに中性子スペクトルをインベントリ計算に渡し、得られた崩壊ガンマ源を同じメッシュ上でサンプリングする。このメッシュ結合型 R2S(MCR2S など)により、トーラス全体のような大型複雑幾何でも自動化された計算が可能になった。一方で、従来の R2S・D1S のワークフローは複数の独立したコードをスクリプトで連結する形が多く、コードの保守責任が機関ごとに分断され、入出力の受け渡しが誤りやすいという問題が指摘されてきた。近年はオープンソースの輸送コード OpenMC や Serpent 2 を用い、Python API で中性子輸送・インベントリ計算・崩壊ガンマ源生成・光子輸送を一貫して自動化するコード非依存(code-agnostic)なワークフローの構築が進んでいる。

図は R2S ワークフローの構成を示したものである。メッシュ・材料・照射スケジュール・冷却時間を入力として、中性子輸送計算が反応率を、インベントリ計算が放射化材料の核種組成を、崩壊ガンマ源生成が崩壊生成物の源分布をそれぞれ出力し、最終的に光子輸送計算が停止後線量率を返す、という一連の物理モジュールと中間データの流れが描かれている。

ベンチマーク実験による検証

計算手法の信頼性は、積分実験との比較によって検証されてきた。代表的なものに、イタリアの Frascati 中性子発生装置(FNG)で行われた ITER 遮蔽ベンチマーク実験がある。これは ITER のポートプラグ周辺を模擬した組立に対して D-T 中性子を照射し、停止後の線量率を複数の冷却時間で測定したもので、SINBAD データベースに収録されている。また JET では実際の D-T 運転キャンペーン後の停止後線量率が測定され、ITER を指向した中性子流れ(ストリーミング)と停止後線量のベンチマークに用いられた。さらに計算のみの ITER 計算ベンチマーク(ポートプラグ模型)も広く使われている。

これらの検証では、計算値と実験値の比(C/E)がおおむね 1 前後、すなわち数割以内の一致が得られており、手法の成熟度を示している。ただし冷却時間帯によって系統的な偏りが現れることが知られている。ある FNG ベンチマークの解析では、短い冷却時間のキャンペーンでは計算値が実験値を 1〜1.5 倍程度過大評価し、長い冷却時間のキャンペーンでは 0.6〜1 倍程度過小評価する傾向が複数の輸送コード(MCNP、Serpent 2、OpenMC)に共通して見られた。この種の偏りは、崩壊データや放射化断面積のライブラリ差、短半減期核種の寄与の取り扱い、実験の不確かさなどに起因すると考えられている。また、大型モデルでは分散低減(variance reduction)の有無が深部のフルックス収束を左右し、計算結果に一桁近い差を生じうることも示されている。

図は FNG ベンチマークの中央空洞部における停止後線量率の実験値と計算値の比較である。上段には冷却時間(約 0.05 日から数百日)に沿った線量率の減衰が対数スケールで示され、数日で数桁減少する様子が読み取れる。下段は計算値と実験値の比(C/E)で、複数のコード・実装の結果が灰色の帯(±10%)を中心に分布し、短冷却時間側で過大評価、長冷却時間側で過小評価の傾向が見られる。

応用：保守計画と遮蔽設計

停止後線量評価の直接的な目的は、保守・交換作業の被ばく線量の見積もりである。ITER ではトーラス周辺での手作業保守(hands-on maintenance)の可否が線量率レベルで判断されるため、ポートや診断機器周辺の停止後線量分布が詳細に計算されている。対象は多岐にわたり、中性ビーム入射装置、ICRF アンテナなどの加熱システム、各種診断ポートプラグ、クライオスタット内部などに及ぶ。DEMO や CFETR などの炉概念設計では、炉内機器の交換作業時の線量率評価や、交換後の放射性廃棄物の分類評価にも停止後線量計算が用いられる。

線量率が許容値を超える場合の対策として遮蔽最適化が行われる。具体的には、ポート内部に長尺のモジュール式遮蔽体を挿入して中性子の流れ(ストリーミング)を抑える、アンテナや診断機器の遮蔽構造を再設計する、下部ポート周辺の遮蔽を強化してクライオスタット内の中性子環境と停止後線量を低減する、といった設計変更が停止後線量計算の結果に基づいて評価される。中性子の流れは数メートル先の線量率を支配しうるため、遮蔽の最適化には三次元幾何を忠実に扱えるモンテカルロ法が不可欠であり、CAD 幾何の直接利用、直交・四面体メッシュへのテーリング、大域分散低減といった計算技術の進歩とともに、停止後線量解析の精度と効率は継続的に改善されている。