核データなんでも相談室 これまでに寄せられた質問とその回答

福島第一原子力発電所の汚染水の報道が盛んに行われています。また、汚染水から発生したX線により、敷地境界の線量が年間1mSvを超えるという報道もあります。周辺住民にとっては不安です。

Q1 2月20日の東京電力の発表では、全ベータ: 240,000,000 Bq/Lとの測定値ですが、これは大部分はストロンチウム90と考えて良いのでしょうか?

Q2 もし、そうだとすると、半減期28.79Y、ベータ線エネルギー545.949±1.406 (keV)が周囲の汚染水の原子を電離・励起することにより発生するX線のエネルギースペクトルおよび強度はどの程度でしょうか？

A1 ウラン等の核分裂では多くの中性子過剰核が生成され、それらはベータ崩壊をします。中でもSr-90は収率が大きく、半減期28.79Yとなっていますので、問題となる可能性は多いにあります。しかし、ベータ線放出核はSr-90だけではありません。実際にH6タンクエリアの漏洩水に含まれるベータ線源を特定する為には時間的条件や化学的条件等々さまざまな要因を考慮した総合的な解析が必要となります。お知らせいただいた東電のデータだけではSr-90が大部分であると結論するために十分な情報を有していないと考えられます。

A2 ベータ線による制動放射によるX線発生が全体のX線発生に大きく寄与します。エネルギースペクトルおよび強度の計算方法は、PHITS, EGS等のモンテカルロシミュレーションコードが一般的に適用できます。コードの入手方法及び具体的な使用方法につきましてはPHITS, EGS等の窓口にお問合わせください。なお、計算に当たっては、発生源となるベータ線のエネルギー分布を準備する必要があります。

なお、この件に関連する調査は国内の研究機関や企業で既に進められています情報および結果の提供に関しては核データなんでも相談室では応じかねますのでその旨ご理解頂きますよう宜しくお願い致します。

以下、御参考までにお知らせしておきます。

核分裂収率データhttp://wwwndc.jaea.go.jp/cgi-bin/FPYfig

β線スペクトルに関する情報http://ie.lbl.gov/education/isotopes.htm

加速器BNCT照射システムの研究開発を進めて来ていますが、各システムの中性子 発生ターゲットの特性を比較検討したいと考えています。

そこで、入射する陽子や重陽子とターゲット物質と核反応の角度依存やエネルギー依存の反応断面積などのデータがまとめられているものがあれば、幅広い視点で比較検討が出来ますが、整備されたものがありますでしょうか?

現在までは、個別のデータ、例えばLi-7(p,n)Be-7、Be-9(p,n)等の反応形式のデータを知っていますが、入射エネルギー範囲が限られています。

入射粒子を陽子と重陽子の2つに絞って、データがあれば当面は検討できます。未整備であっても、現時点での全体像を掴めるようなデータがあれば幸いです。

JAEAの核データ評価研究グループでは特殊目的ファイルとしてJENDL高エネルギーファイルを整備しております。最新版はJENDL/HE-2007です。その中に3 GeVまでの陽子入射核データを格納しております。以下のページをご参照ください。

JENDL/HE-2007では106核種に対する断面積や微分断面積が格納されています。ただし、LiやBe等に対する評価作業は遅れており、数値データは与えられておりません。少数核子系ですので通常の核反応モデルでは限界がある為です。データの必要性は当グループでも認識しており、現在、評価手法を検討している段階です。

重陽子に対するデータは残念ながら当グループでは扱っておりません。それなりに需要があるということであれば是非、今後整備・開発を検討させて頂きます。

以下、御参考までに海外の状況を2点ほどお知らせしておきます。

(1) 米国の核データENDF/B-VII.1

• 陽子：エネルギー上限を150MeVとする断面積データ (数十核種程度) です。

• 重陽子：水素とLi同位体に対するデータ

測定データと厳密な共鳴理論により評価されています。ただしエネルギー領域は低エネルギーのみに限定されているようです。

(2) オランダのライブラリTENDL

非常に多くの核種に対するデータが200 MeVを上限に格納されています。陽子、重陽子のデータもあります。ただし、評価されたデータというよりはむしろ系統的な計算値を格納したライブラリとなっています。Li、Beのデータも格納されていますが、計算手法には明らかに適用限界がありますので、特に低エネルギー (数十MeV以下の) 断面積データの利用には御注意頂くのがよろしいと思います。

いただいたご質問・要望について、原子力機構の核データ評価グループリーダー である深堀智生さんから、以下の回答をいただきました。よろしくご査収下さい。

「おっしゃる通り、JENDLの普及を図るなら、NJOYに相当するコードは必要であると認識しており、もし整備するのであれば原子力機構もしくはその委員会であるJENDL委員会での活動が必要なのではと思っております。これについては現在、NJOY代替コードを作成する方向で検討を進めておりますので、案をご提示できるようになるまで、少しだけお待ちください。」

JENDL-4ベースの MCNP用ライブラリ (ACEフォーマットファイル) は、すでに作成されており、原子力機構での所外利用手続きを行っている最中です。それは、JENDL-4.0u に対応したものとなります。

MVPのライブラリですが、1月末を目途に作業をします。その後検証をしますので若干時間がかかると予想されております。

以下の定数を使って、高速実験炉「常陽」の2次元RZ体系で各定数を常温と500°Cで計算しました。

(1) 公開されているJSSTDLを縮約して「常陽」n100群γ40群構造にしたもの

(2) JENDL-3.2をNJOYで処理して作成したn100群γ40群matxs-J32

(3) JENDL-4.0をNJOYで処理して作成したn100群γ40群matxs-J4

この結果、(1)の定数では、常温と500°Cの結果にほとんど差はありませんでした。(2)、(3)では、中性子はほとんど変わりませんが、γ線束は500°Cは常温の約1.1倍でした。この結果を分析するために、まずMACRO-JGで本当に温度内挿できているかソースコードを確認したところ、常に常温での計算になるような内容になっていると思われました。

• ひとつ目の疑問点に対する回答

MACRO-JGコードは、旧原研で1987年からJSSTDLライブラリを処理するために開発されてきたものです。当方で1998年8月版のソースを見ましたが、温度内挿は、スプライン関数で行う意図でプログラムされているようです。

しかし、このプログラムでは、指定温度がf-tableの範囲を超えている場合や、f-tableがJSSTDLライブラリにない核種などの場合にはこの内挿をスキップしますので、実際の計算条件をチェックしないと、最終確認はできません。

ここで本当に申し訳ないのですが、現在の相談室メンバーの周りには遮蔽研究を行っている組織がないため、JAEA内で現在、MACRO-JGを使った遮蔽解析を行っている部署の連絡先をお伝えしますので、問いあわせていただけないでしょうか。 (その後、紹介した部署とのやりとりの結果、温度変化によって断面積が変わっていることが確認できた旨、質問者より連絡があった。)

• ふたつ目の疑問点に対する回答

質問者殿のご質問の2番目の「matxs形式の計算結果で、γ線束だけが増加するのは妥当なのか?」を検討しました。その結果、温度が複数あるMATXSファイルのデータの構成がTRANSXコードと整合性がとれていない箇所があることが判明しました。そのため、TRANSXで作ったMATXSファイルの最初の温度以外の温度の多群ライブラリの中性子群からγ線を生成する散乱マトリックスがあるエネルギー以下で倍程度になる場合があります。

質問者殿の計算された体系では、約40keV以下の中性子でこの問題が現れました。この問題を解決するためには、MATXSファイルを作成するNJOYコード、TRANSXコード、あるいはMATXSファイルを修正する必要があります。UPu体系内ではγ線束の増加が見られず、UPu+SUS体系内でのみγ線束の増加が見られた理由は、SUS等の中性子減速効果により、UPu+SUS体系内の40keV以下の中性子束がUPu体系内の40keV以下の中性子束に比べ何桁も増えたため、全中性子束では現れなかった、40keV以下の中性子束の温度による差が顕著になったためと考えられます。

MATXSファイルの問題を修正すると、UPu+SUS体系でも300Kと1200Kの温度での全γ線束の顕著な差はなくなりました。

検討結果の詳細についてはこちらをご参照下さい。