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インターンシップの報告

H18 年 5 月 16 日. インターンシップの報告. 小佐古研究室　 M2 小宮秀一. Why US. SLAC. About US. 放射線、原子力の分野の先進国である 様々な文化、あるいは人々との交流を得て刺激を得たい. About SLAC. 古くから遮蔽、廃棄物管理に関して、加速器保健物理の分野でトップランナーとして走っている施設. 大型加速器施設の廃棄物管理の研究に繋げる. SLAC の紹介. 特徴. スタンフォード大学により 1962 年に設立 米・エネルギー省管轄 約 2 マイル (3.2 キロ ) 程度ある加速器を持つ.

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インターンシップの報告

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  1. H18年 5月16日 インターンシップの報告 小佐古研究室　M2 小宮秀一

  2. Why US. SLAC About US • 放射線、原子力の分野の先進国である • 様々な文化、あるいは人々との交流を得て刺激を得たい About SLAC • 古くから遮蔽、廃棄物管理に関して、加速器保健物理の分野でトップランナーとして走っている施設 • 大型加速器施設の廃棄物管理の研究に繋げる

  3. SLACの紹介 特徴 • スタンフォード大学により1962年に設立 • 米・エネルギー省管轄 • 約2マイル(3.2キロ)程度ある加速器を持つ

  4. 安全トレーニング • Employee Orientation to Environment, Safety and Health (EOESH) • General Employee Radiological Training Study Guide (GERT)

  5. Employee Orientation to Environment, Safety, and Health (EOESH) • EOESH course is primarily offered as Web-Based Training (WBT). • Required training for all personnel at the SLAC who will be performing work at SLAC for more than 60 days in one calendar year • Emergency plans and Procedures • Earthquake, Fires, Occupational Illness and Injury • Common Hazards • Slips, Trips, Falls, General Ladder Safety, Wildlife • Industrial Hazards • Chemical Hazards • Hazardous Materials and Waste • Waste Minimization and Pollution Prevention • Radiological Hazards

  6. General Employee Radiological Training Study Guide (GERT) • GERT course is primarily offered as Computer-Based Training (CBT). • Required for personnel who need unescorted access into Radiologically Controlled Areas • Radiological Fundamentals • Units of Measures (REM), Whole-Body Dose Limits • Radiation Source at SLAC • ALARA principle • Radiological Controls • Radiological Control Organization • Radiologically Controlled Areas • Area Monitoring Programs • Personnel Protection System

  7. Difference between SLAC and Tokyo Univ

  8. Work at SLAC Estimation of radioactivity from Concrete Waste in time of decommission of Accelerator Facility by using FLUKA

  9. 研究背景 加速器施設の廃棄物の評価に関して • 加速器特有の放射線、あるいは放射化物に関して高エネルギーの粒子に関して考えなければならない。 10MeV~:ジャイアントレゾナンス 30MeV~:コンプトン散乱 150MeV~:フォトフィッション といった反応を考慮しなければならない • 加速器施設は特に施設によって特徴が大きく異なる 施設毎に異なった評価が必要

  10. 研究目的 SLACの加速器におけるオペレーティングタイムに放射化された遮蔽用のコンクリートを廃棄する際に、どれほどの量を、あるいはどれぐらいのクーリングタイムを置いて廃棄するのが最適かについて検討したい。 研究概要 計算コードFLUKAを用いて次のような手順の研究を行った • 電子線がターゲットをヒットする • ターゲットから生じる放射線が周りのコンクリートを放射化させる • コンクリートの放射化量を、放射化後のコンクリートの生成核種から評価する。また、クーリングタイム後の生成核種の減衰に関しても評価を行った。

  11. FLUKAで計算することの利点 • 実験では測定の困難なトリチウム、カリウム、鉄55等の核種の生成量も • シミュレーションでは見る事ができる。 • 加速器施設のオペレーティングタイムは非常に長いため、(通例1年～10年程度) • 実際にコンクリートを採取して測定するにも時間に限度があるが、シミュレーションでは何度も走らせて評価することが可能 • クーリングタイムの計算が容易

  12. Ⅱ：METHODOLOGY Contents • About FLUKA • About geometry • 2step calculation • About input • Concrete Composition • Input parameter • Scoring region

  13. 1.About FLUKA • We calculate • 10GeV～50keV energy particle • Electron, neutron, proton, photon • Decay time MonteCarlocalculation code FLUKA has characteristics below • Possible to deal with a fully integrated particle • useful for calculation in wide energy range. • Possible to consider decay time, and irradiation time easily

  14. 200 340 30 1000 -500 Target Air Concrete 2.Geometry Electron • Target has 30cm length 5cm radius cylindrical • Concrete 200cm from target 140cm thickness 15m length cylindrical

  15. 3.1Concrete composition We use nuclides shown in this table as composition Weight ratio From…. ANSI Concrete contains H C K O Na Mg Al Si Ca Fe Ni ＋ Impurity Zr Cu Mn Ti S P (less than 1%)

  16. 3.2 Input parameter Input electron energy 25MeV 100MeV 1GeV 10GeV Irradiation time 1,5,10year Cooling time 1week 1,2,4 month 1,5,10 year Consider typical accelerator facility and operate time 100keV for electron Energy threshold 50keV for photon Physical parameter for heavy fragment evaporation and coalescence effect

  17. 4 Product • result of • Ee = 10 GeV • Ti = 10 year • Td = 1week Z number 50 nuclides in this table We choose 12 nuclides to investigate with considering rate and half-life

  18. 4.2 12 nuclides 3H 12.33y 7Be 53.29d 22Na 2.6019y 24Na 14.959h 46Sc 83.79d 51Cr 27.702d 54Mn 312.12d 55Fe 2.73y 59Fe 44.503d 57Co 271.79d 58Co 70.82d 60Co 5.2714y

  19. Result • Residual activity distribution • Dose rate KOMIYA 10GeV 100MeV Ko 25MeV 1GeV

  20. Ti = 10 y Ti = 1 y Depth profile of activity Bq/g/W Td = 4 m Td = 4 m Ee = 100 MeV 90 degree Td = 1 y Td = 1y Residual activity Td = 5 y Td = 5 y Depth [cm]

  21. Ti = 10 y Ti = 1 y Depth profile of activity Bq/g/W Td = 4 m Td = 4 m Ee = 10 GeV 90 degree Td = 1 y Td = 1y Residual activity Td = 5 y Td = 5 y Depth [cm]

  22. Length profile of dose rate Ee = 100 MeV Dose rate [mSv/h/W] Ti = 1 y Ti = 5 y Ti = 10 y θ= 55 θ= 35 θ= 35 Ee = 10 GeV Ti = 1 y Ti = 5 y Ti = 10 y Length [cm]

  23. Length profile of dose rate Ee = 10 GeV Dose rate [mSv/h/W] Ti = 1 y Ti = 5 y Ti = 10 y θ= 55 θ= 28 θ= 28 Length [cm]

  24. インターンシップで得られた事 • SLACの人はもちろんの事、日本のKEK、あるいはヨーロッパのCERNといった世界各国の加速器の研究者と、間近に接する事のできる機会というのは普段はまずなく、非常に貴重な経験を得させていただいた。 • 今後の研究に関しても、今回得られた人々との交流を継続しながら、日本の大型加速器の保健物理に応用したい。

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