Transcript m 3 - KEK

MARS simulation for
T2K neutrino beamline
Yuichi Oyama (KEK)
Aug-11-2004@MARS mini-workshop
PQ 1
PQ 2 B
PQ 5
サ ブ トン
SM 1
UQ3
電源
ST1
PV 1
P Q4A
P Q3A
PQ 3 B
管理
ST2
UQ4
棟
SM 2
UH1
UQ5
ST3
UH2
ＮＤ１
UH3
林伐
採エ
リア
建屋
壁面
より５
伐採
ｍ離
面積
れた
計 ：０
とこ ろ
． 286ｈ
まで保
ａ
安林
ド
場
ク
ドル 置
ァタン
カー
バ ッフ
ヤー
NM1
5 ,8 0
0 l/m
in (低
980
温設
l/m in
備)
(磁 石
電源
)
適
C さ
W当 な広
37 .5m
4 % slo pe
4 % sl o
サ
ブ
トン
ネ
ル
C
電気室
電 源ヤード
DQ2
D SV
D SH
DQ3
DQ4
電源室
DD1
DD2
DD3
H o rn 2
サ ブ トン ネ ル D
H o rn 1
~ 4 ,5 0 0 l/ m in (磁 石 汚 染 )
トンネル 空 調
T S換 気
NM2
シ ャッ ター
ＮＤ２
DQ1
b end
1 .9 2 deg.
輸送
道路
レベ
土盛
ル TP
り上 面
+9 .3ｍ
は TP
へ。
ニ ュー
+10.8
トリ ノ
ｍ保
建屋
離れ
存す
を輸
る方 向
るた め
送道
へ ５ｍ
法面
路側
（０２０
発生
へ ３ｍ
移動
２０７
。
。
、８間
小林
隆）
道路
から
機械
レッサ
コンプ
棟
PH 2
PD 1
b end
1 .9 2 deg.
ST4
ー室
冷凍
窒素
液体
低温
P Q2A
PD 2
機室
ルB
タンク
サ ブトンネ
UQ2
PQ 4 B
UD1
UD2
UQ1
ド
電気
室
保安
WC
出入
PH 3
PH 1
Contents
ネルA
ヤー
室
UV2
電気
制御
UV1
PV 2
pe
伐採
。
(1) Proton beamline
(Ichikawa)
(2) Target Station
•beam period
ヤード
冷却棟
放射化物保管室
60.0
•after beam stop
3 .0
20.0
•maintenance
3 .0
5 .6
5 .6
30.0
3 .0
4 .6
4 .6
13.5
3 .0
3 .6 2 .4
2 .4 3 .6
1 .50
μ ピ ッ ト１
3.5
2 .50
2 .50
3 .50
3 .50
1 .50
μ ピ ッ ト1鉄 置 場
130m
130.0
6 .6
6 .6
(3) Decay Volume
3.00
4.00
1.50
7.0
2 .00
8 .00
4.5
5 .0
5 .0 5 .0
μ ピット
測定室
1 5 .0
μ ピ ッ ト２
280m
2 .00
2 5 ,0 0 0
(4) Beam dump / Muon pit
(Ishida)
(5) Cooling water
(6) Air/Helium
(+) Useful file management
Schematic view of the Target
２２ｍ
Station
３３ｍ
Surface building
40tonne crane
１１ｍ
ground level
Concrete
Concrete
service pit
Iron Shielding
storage of radioactive
materials
Underground
machine room
Helium
Container
Final Focusing
section
Beam Window
Iron Shielding
Decay
Volume
Beam Window
Buffle
Target, 1st Horn
Concrete
2nd Horn
3rd Horn
Radiation during the beam operation
Three Regulations must be satisfied.
20cm Concrete wall
（１） H < 12.5mSv/h@floor of surface building
Concrete 4.5m
fence
（３） H < 0.25mSv/h@out of
the control area
Iron1.5m
Conc 1m
Iron2.2m
Iron1.5m
Concrete 3.6m
（２） H < 5mSv/h@boundary
of the concrete
Calculation of shielding thickness by MARS
●
Instead of 3D real geometry, virtual cylindrical geometry
is used to improve statistics.
●
Calculation with 3D real geometry were performed for the final
confirmation using “Black Hole + LEAK and BEG1” technique.
Example: floor of the surface building
Target station
r
z
With 4.5m of concrete above the
service pit, radiation at floor of the
surface building satisfy H <12.5mSv/h
Residual Dose after beam stop
After beam stop and
ventilation,
we must access this area
Machine room
After 1 year operation and
1 day cooling with 0.75MW,
the residual dose at the top
of the iron shielding is
~0.1 mSv/h
We can enter and work in
the service pit.
Service Pit
Exchange of the target and/or horn
●
Open the top of the beamline shielding
●
Broken target/horn is highly radioactivated, and must be kept
in the storage of radioactive materials for several years.
●
The shielding also must be kept in
the storage during the exchange
Target station :
Cross-sectional view
Target station : top view
storage of radioactive
materials
Residual dose of the Shielding
●
RESIDUAL DOSE of the shielding in the MARS output
(1 year operation, 1 day cooling, 0.75MW)
0.1mSv/h
Concrete 1m
22mSv/h
0.56Sv/h
0.65Sv/h
Iron 2.2m
Aluminum 0.2m
● Use
of Al surface reduce the radiation about one order of
magnitude.
●
Further calculation is needed after the “scenario” is fixed.
Residual dose of the Target/Horn
●
Residual dose of 3cmF x 90cm Carbon Graphite target
(in a Al container) and 1st magnetic horn is calculated.
50GeV 0.75MW proton
Target
Target
Horn
(1)(Sv/h) (2)(Sv/h) (1)(Sv/h)
1 day
16.9
18
18
1 month
11.6
12.3
3.9
1 year
0.148
0.16
2.8
5 year
●
8.3x10-10 8.9x10-10
------
10 year
------
------
0.25
20 year
------
------
1.7x10-5
After 1 year operation
(1)NMTC/JAM(nmtclib95)
+ DCHAIN-SP
+ QAD-CGGP2
(2)Hadron fluence(MARS)
+ cross section(9mb)
+ 7Be life
Horn must be kept in the storage for more than 10 years.
Calculation of
As the target station, virtual cylindrical geometry is used
in the MARS calculation.
30-40 m downstream
of target station
log(H(mSv/particle))
●
Decay Volume Shielding
5mSv/h
5.5m
He
Concrete
Concrete thickness (m)
●
5.0～5.9m of concrete and additional ～6m of soil are
needed to satisfy concrete and soil surface condition
Management of Cooling
Water
●
Regulation : Radioactive water can be exhausted to
outside (ocean) if radioactivity is less than 15Bq/cc.
●
Radioactive primary cooling water is circulated only in the
underground control area during the beam period.
To 2nd machine
building
Heat exchange
Primary cooling water system
Secondary cooling water system
Third cooling water system
Target/Horn cooling
Disposal Scenario of Radioactive Water
●
●
●
●
After 20days operation, all radioactive water is transferred to
a DP tank in the disposal system. They are mixed with fresh
water in the dilution tank.
After measurement of radioactivity in the dilution tank, the
water can be disposed.
MARS
1 liter of cooling water for target is exposed to 8x10-3/cm2/p of
neutron fluence. 2.3GBq of 3H are produced in 20days of
0.75MW operation. To satisfy < 15Bq/cc, 150m3 of dilution
water is needed.
We need a capacity of ～600m3 to dispose all together. If we
make 60m3 dilution tank, we must repeat the dilutions 10 times.
marsmain.f
Useful file management
mars.inp-00000 (MARS.INP)
One argument is
added and used
as file number
System clock is
used as random
number seed
GUI mode
%rmars-bnab-fems-linux 0
%rmars-bnab-fems-linux 1 ; rmars-bnab-fems-linux 2
2 jobs with different random number seeds are submitted.
mars.out-00001 and mars.out-00002 are created.
Summary
Calculation of shielding
●
Virtual cylindrical geometry is used in the first step.
●
Black hole/LEAK and BEG1 technique is employed
for the final confirmation.
Residual dose
●
“RESIDUAL DOSE” in MARS.OUT is used for large volume.
●
For small volume, hadron fluence from MARS is used
with cross section and lifetime.
Water and Air/Helium
●
Total radio-activation is calculated from hadron fluence.
file management
●
One argument as file number and system clock as random
number seed in marsmain.f.
BACK UP
Disposal Scenario of Radioactive Water
●
After 20days operation, the all radioactive water is transferred
to a DP tank in the disposal system. The cooling system for
the decay volume is used for this purpose (to save money).
●
They are mixed with fresh water in the dilution tank.
TS underground
machine room
Beam Dump
machine room
Decay Volume
Heat
exchange
Primary cooling water
from Target/Horn
Heat
exchange
Primary cooling water
from Beam Dump
DP tank
Fresh water
●
After measurement of radioactivity
in the dilution tank, the water can
be disposed. It takes 1 or 2 days
for the measurement.
Dilution tank
Disposal line
Summary of cooling water and their
radio-activation
0.75MW , 20days operation
component
Norm. Cond.
Mag.
Water in
Water in
Neutron
the beam- the system fluence
line (liter)
(/cm2/p)
(liter)
Total 3H
(GBq)
15Bq/cc
equiv. Vol.
(m3)
------
30000
------
0.07
5
1
100
8x10-3
2.3
150
------
200x3
------
1.0x3
66x3
Target Station
55
------
4x10-5
0.63
42
Decay Volume
1100
------
1x10-5
3.3
220
13
------
1x10-5
0.04
2.6
Target
Horn x 3
Beam Dump
●
●
We need a capacity of ～600m3 to dispose all together. If we
make 60m3 dilution tank, we must repeat the dilutions 10 times.
We must also consider a possibility to confine the primary
cooling water in the radiation control area forever.
Ventilation of Air
and Helium
●
Regulation : Radioactive gas (air/Helium) can be ventilated to
environment if radioactivity is less than 5mBq/cc.
●
Air in the low radioactivity area (e.g.
surface building) is always ventilated
even during the beam period.
●
High radioactivity area (e.g.
underground control area) is closed
in the beam period.
After the beam stop, high radioactive
air/Helium must be mixed with fresh
air and ventilated gradually if the
radioactivity exceed 5mBq/cc.
Summary of Air/Helium and their radio-activation
0.75MW , 20days operation
sair=30mb, sHe=1.2mb, Ventilation : 8000m3/h, < 5mBq/cc
volume
(m3)
Neutron
fluence
(/p/cm2)
Surface building
8000
110-19
410-14
8000
A
1
Service pit
230
510-12
210-6
230
B
0.03
U.g. machine room
330
510-12
210-6
330
B
0.04
radioactive storage
780
510-12
210-6
780
B
0.1
Iron cooling (out)?
38
110-10
410-5
38
B
0.005
Iron cooling (cent)?
33
110-8
410-3
33
B?
0.004
Iron cooling (in)?
28
210-5
8
44800
C
5.6
TS Helium (air)
135
210-4
3.2 (80)
86400
C
10.8(270)
component
Radio5mBq/cc Ven
Ventilatio
activatio equiv. Vol. tilati
n time(h)
n(Bq/cc)
(m3)
on
DV Helium (air)
1600
510-5
0.8 (20)
256000
C
A : Ventilate during beam period; B : Ventilate directly after beam stop
C : Ventilate by mixing with fresh air after beam stop
32(800)
KEK Radiation Related Topics
Yuichi Oyama (KEK)
for
neutrino beam construction subgroup
and
target monitor subgroup
Nov-11-2003@NBI2003
Requirement for the boundary during the
maintenance
is used. g-ray source are
defined on the Al tunnel surface.
● MCNP
0.75MW
1-year operation, 1-day cooling
Open the shielding 3m
0.25mSv/h
0.4Sv/h
●
Radiation from residual dose in
the tunnel is satisfactory small.
Radiation behind the Beam
●
●
●
●
Dump
At the muon pit, muons from p→nm must be measured with
energy threshold of 2～5GeV to study neutrino property.
Copper 1.5m + Iron 1.5m + concrete 0.5m satisfy this
requirement. The threshold for the muons is Eth～4.5GeV
The residual dose in the muon pit(30days beam, 1 day cooling,
0.75MW) is 0.2mSv/h.
We can enter the muon pit after the beam stop.
3 ,2 1
0
2 .8 8
°
1 ,0 0 0
3 ,0 0 0
3 ,3 0 0
3 ,3 0
0
電気室
Radiation Control Area
制御室
UV1
UV2
WC
ＮＤ１
UD1
UD2
UQ1
UQ2
UQ4
電源棟
SM1
⑦
ST 1
②
②
⑩
ST 3
ST 4
⑦
⑦
⑩
④
ＡＬＣ
①
UH2
UH3
⑤
⑨ ⑨
⑨
⑧
UQ5
ST 2
SM2
⑦
UH1
UQ3
機械ヤ
ード
③
障壁
R1
R1
R1
Target Station
Control area (class-1)
01
.5 m
R1
05
07
52
00.
R1
08
.
.5 m 8 m
⑪
⑥
コンプ
3
低温棟
7m
ク
カード
ル置場
設備
8000
8
WC
適当な広さ
3693
30 .0
90
ニュー トリノ標 的
, T P = - 1 .6 9 7 m
x= 4 9 ,7 5 4 .8 5 1 m , y = 6 9 ,4 1 0 .4 4 7 m
デ ィケ イ ・ボ リュー ム 端 部
, T P = - 9 .9 5 1 m
x= 4 9 ,7 5 3 .1 1 4 m , y = 6 9 ,2 8 0 .7 2 1 m
5,000
3500
93
30. 00°
4631
62
14
06
2
15
11
7
0°
00
00 °
3 ,0 0 0
汚染検査室
2500
5600
F Q 3A
2 0 0 (遮 蔽 用 、 天 井 も )
FV1
T P+9 .3m
FQ4
10400.00
F Q 3B
9 .7
1 .4 0
19.2
T P +9.3m
9 .3
13.4
T P + 1 0 .8 m
2nd machine room
Control area (class-1)
T P +10.8m
タ ー ゲ ッ ト ・ス テ ー シ ョ ン (地 下 レ ベ ル ）
放射化物保管室
T P + 1 0 .8 m
32.8
3 4 .0
FV2
ビー ム 振 り下 げ
3,000
19,700
8797.68
F Q 2B
FH2
T P+9 .3m
15 0.
9500
600
F Q 2A
ロ ス ・ポ イ ン ト
2600
5813
FH1
FQ1
5002
33.0
・低 温
ァタン
ＮＭ１
5 ,8 0 0
l / m in
(低 温
980
設備
l / m in
)
(磁 石
電源
)
NC1
3090
T P + 1 0 .8 m
⑪
ー室
バ ッフ
低温棟
10
35
レッサ
⑪
T P + 9 .3 m
T P + 1 0 .8 m
2 3 .0
2 4 .7
TP+16m
Control area (class-2)
Determination of the control area boundary
by MCNP
●
Neutron sources are defined on the floor, and the dose
above the floor is adjusted to be 12.5mSv/h.
Surface building
12.5mSv/h
Top view
0.25mSv/h
●
We need 10m between the surface building and the fence
Radiations in the Proton
●
Beamline
Following energy loss are assumed from our experience.
Arc Section
1W/m line loss
Preparation Section
0.75kW point loss
H < 5mSv/h (line loss) and
● Regulations
H < 11mSv/h (point loss) at
boundary of the concrete
H < 0.25mSv/h at surface
of the Soil
Soil
Final Focusing
0.25kW point loss
Concrete
Example : Radiation in the Access Tunnel
●
For more complicated geometry, MARS simulation is
employed.
H～0.5mSv/h
●
The graphical view of the calculation shows that the ‘kink’
of the access tunnel effectively reduce the radiation.
Example : Shielding around the tunnel
●
The thickness of the shielding is calculated by the
Moyer’s formula and MARS simulation.
1.2mSv/h
0.25mSv/h
11mSv/h
5.6m soil
0.05mSv/h
2.3m concrete
6.2m soil
2.5m concrete
5.0m air
2.5m air
Arc section
Final Focusing section
空気・ヘリウムの放射化
0.75MW20日運転後（反応断面積s=30mb）
場所
Neutron
fluence
(/p/cm2)
放射化
(Bq/cc)
容量
(m3)
トリチウム
(Bq)
排気時間
(h)
上屋
110-19
410-14
8000
0.3
1
サービスピット
510-12
210-6
230
5105
0.03
地下機械室
510-12
210-6
330
7105
0.04
放射化物保管庫
510-12
210-6
780
1.6106
0.1
鉄シールド外側
110-10
410-5
38
1.5106
0.005
鉄シールド中間
110-8
410-3
33
1.3108
0.004
鉄シールド内側
210-5
8
28
2.21011
5.6
TSヘリウム
210-4
80
135
------
------
DVヘリウム
510-5
20
1600
------
------
排気基準：5mBq/cc以下
0.062mSv/h
1.2mSv/h
0.25mSv/h
0.05mSv/h
Calculation of
●
Decay Volume Shielding
As the target station, virtual cylindrical geometry is used
in the MARS calculation.
空気の管理
サービスピット（230m3）
及び地下機械室（330m3）
運転時立ち入り不可
•運転時：循環（冷却）
•停止時：排気→換気
ヘリウム容器（135m3)
立ち入り不可
ヘリウム陰圧保持、循環（冷却）
放射化物保管庫（780m3) ：
立ち入り不可
•運転時：循環？
•停止時：排気→換気
上屋内（8300m3）：
運転時立入り可、常時排気
トンネル断面図
1 0 1 0 0 .0
9 1 0 0 .0
5 5 0 0 .0
5 5 0 0 .0
0.062mSv/h
1.2mSv/h
0.25mSv/h
6 2 0 0 .0
0.05mSv/h
2 5 0 0 .0
3 3 0 0 .0
アーク部
2 0 0 0 .0
5 0 0 0 .0
2 7 0 0 .0
フォーカス部
http://jnusrv01.kek.jp/jnu/zumen/TunnelDanmen.03１００６．ｄｗｇ
Disposal scenario for radioactive water
Radioactive water by 20 days operation
•TS(0.8m3,5.9GBq)
•DV(1.1m3,3.3GBq)
•DUMP(?)
 600m3+200m3? if diluted into 15Bq/cc
DP tank
~10m3
water
Dilution tank(s)
Dilution tank(s): # of check/disposal
•800m3: once / 20 days
•200m3: 4 times / 20 days
•40m3: 20 times / 20 days
Disposal line
型
ン シ ョン
サスペ
2)
(2 0 t x
クレーン
1 ,0 0 0
1 ,0 0 0
2 ,2 0 0
1 ,4 0 0
P Q 2B
1 ,4 0 0
2 ,2 0 0
800
800
2 ,2 0 0
2 ,2 0 0
750
1 ,6 0 5
800
3 ,2 1
PQ5
750
P Q 4B
PH3
2 .8 8
°
1 ,0 0 0
PV1
P Q 4A
P Q 3A
3 ,0 0 0
2 ,0 0 0
PH2
g. bend
1 .9 2 d e
PD2
g. bend
1 .9 2 d e
1 ,7 5 0
PQ1
PD1
PH1
1 ,0 0 0
250
3 ,0 0 0
1 ,0 0 0
2 ,0 0 0
3 ,0 0 0
2 ,0 0 0
2 ,0 0 0
PV2
1 ,0 0 0
0
P Q 3B
4 ,2 5 0
1 ,0 5 0
500
450
P Q 2A
1 ,0 0 0
2 ,0 0 0
ニ ュ ー トリノ ・ビ ー ム ラ イ ン
2 ,0 0 0
3 ,0 0 0
3 ,3 0 0
電気室
0
3 ,3 0
制御室
UV1
UV2
WC
ＮＤ１
UD1
UD2
UQ1
UQ2
電源棟
SM1
⑦
ST 1
②
②
⑩
ST 3
ST 4
⑦
⑦
⑩
④
ＡＬＣ
①
UH2
UH3
⑤
⑨ ⑨
⑨
⑧
UQ5
ST 2
SM2
⑦
UH1
UQ3
UQ4
機械ヤ
ード
③
障壁
R1
R1
R1
01
.5 m
R1
05
07
52
0 0 .7
R1
08
.
.5 m 8 m
⑪
⑥
コンプ
3
低温棟
m
レッサ
⑪
⑪
ー室
バ ッフ
低温棟
・低 温
ァタン
ク
カード
ＮＭ１
5 ,8 0 0
l / m in
(低 温
980
設備
l / m in
)
(磁 石
電源
)
ル置場
設備
93
8000
8
WC
適当な広さ
3693
ニュー トリノ標 的
, T P = - 1 .6 9 7 m
x= 4 9 ,7 5 4 .8 5 1 m , y = 6 9 ,4 1 0 .4 4 7 m
デ ィケ イ ・ボ リュー ム 端 部
, T P = - 9 .9 5 1 m
x= 4 9 ,7 5 3 .1 1 4 m , y = 6 9 ,2 8 0 .7 2 1 m
62
14
06
2
15
11
7
30. 00°
90
5,000
4631
10
30.0 0°
3500
NC1
35
00
3090
8797.68
F Q 2A
F Q 2B
3 ,0 0 0
汚染検査室
2500
5600
F Q 3A
2 0 0 (遮 蔽 用 、 天 井 も )
FV1
9 .7
19.2
T P +9.3m
13.4
T P + 1 0 .8 m
9 .3
T P +10.8m
タ ー ゲ ッ ト ・ス テ ー シ ョ ン (地 下 レ ベ ル ）
FV2
放射化物保管室
1 .4 0
32.8
3 4 .0
T P + 1 0 .8 m
33.0
T P+9 .3m
FQ4
10400.00
F Q 3B
ビー ム 振 り下 げ
3,000
600
19,700
2600
5813
FH1
FQ1
5002
ロ ス ・ポ イ ン ト
T P+9 .3m
9500
15 0.0
0°
T P + 1 0 .8 m
FH2
ゲットステーション
種管理区域
放射線管理区域
T P + 9 .3 m
T P + 1 0 .8 m
2 3 .0
2 4 .7
TP+16m
第二機械室
第一種管理区域
第二種管理区域（案）
(要調整)
サブトンネルA,B
PC2
PQ 5
PH 3
PC4
PQ 4
PV 2
PC3
PC1
PQ 3
<0.25mSv/h
(蓋の下で0.51mSv/h)
2x10-3mSv/h
http://jnusrv01.kek.jp/jnu/www/zumen/Neutrino.031003.dwg
Radiations in the proton beamline
●
Energy loss in the beamline are expected from our experience.
(Numerical calculation is difficult or even impossible.)
Preparation Section
0.75kW point loss
Arc Section
1W/m line loss
Final Focusing
0.25kW point loss
熱量の評価：アルミに170kW/16m、 鉄に40kW/16m
•アルミ(1.0m~1.2m):170kW
•鉄１(1.2m~1.4m):36.9kW
•鉄２(1.4m~1.6m):2.4kW
•鉄３(1.6m~1.8m):0.5kW
•鉄４(1.8m~2.0m):0.1kW
厚み２０ｃｍあたりのエネルギー分布(0.75MW)
Z=1370(cm)でのエネルギー分布(0.75MW)
1.00E+05
1.00E+05
Energy (W/m)
1.00E+03
1.00E+02
1.00E+01
1.00E+00
700 900 110 130 150 170 190 210 230
0
0
0
0
0
0
0
Z(cm)
1.00E+04
Energy (W/m)
アルミ
鉄１
鉄２
鉄３
鉄４
鉄５
鉄６
鉄７
鉄８
1.00E+04
1.00E+03
1.00E+02
1.00E+01
1.00E+00
100.00
150.00
200.00
1.00E-01
R(cm)
250.00
300.00
Cooling system for Aluminum wall
コンクリート
シールド
鉄シールド
水冷管
（4MW時追加）
アルミ容器
空冷面
鉄シールド
コンクリートシールド
鉄シールド内面
鉄シールド中間
鉄シールド外面
Cooling water system for Target
Station
E ffective D ose (m S v/h)
10
4
10
3
10
2
10
1
10
0
10
-1
10
-2
10
-3
Fe
Na-24
AL
Na-22
After one year irradiation
10
-4
10
-3
10
-2
10
-1
10
0
10
Time (Hour)
1
10
2
10
3
10
4
10
5
Air Circulation/Ventilation system
常時排気
外気
HEPA
フィルター
除塩
フィルター
運転時循環
クーリングユニット
運転時循環
スタック
停止時
希釈排気
Cooling water system for Target/Horn
ターゲットステーション上屋
地下機械室
２２ｍ
開
帳
時
シ
ー
ル
ド
置
場
予備ホーン等？
放射化物保管庫
３３ｍ
ト
レ
ー
ラ
ー
開帳時
操作小屋？
出入り口、
汚染検査室
（２ｘ４ｍ）
Cooling water system for Target/Horn
To 2nd machine
building
Heat exchange
Primary cooling water system
Secondary cooling water system
Third cooling water system
0.75MW, 20days operation
component
Water in Water in
the
the
beam-line system
(liter)
(liter)
Neutron
fluence
(/cm2/p)
RadioTotal 3H
activity
(GBq)
(kBq/cc)
15Bq/cc
equiv.
Volume
(m3)
Target
1
100
8x10-3
2300
2.3
150
Horn x 3
------
200x3
------
------
1.0x3
66x3
冷却水の管理：地下機械室
•ターゲット
一次冷却水（0.01m3,28kBq/cc）のポンプ＋タンク、
熱交換器(~30kW)、二次冷却水のポンプ＋タンク
•ホーン
一次冷却水（0.6m3,5kBq/cc）のポンプ＋タンク、
熱交換器(~30kW)、二次冷却水のポンプ＋タンク
•鉄シールド＋アルミヘリウム箱
一次冷却水（数m3?,数kBq/cc?）
のポンプ＋タンク、熱交換器(~200kW)
FF部
（二次系はFF部と共通）
•ディケイボリューム
一次冷却水（3m3,数kBq/cc）
のポンプ＋タンク、熱交換器(~200kW)
（二次系はFF部と共通）
地下機械室
DV
放射化物保管庫
排水は地下機械室よりディケイボリュームを通って下流のDPタンクへ
予定
FY2003
FY2004
FY2005
FY2006
FY2007
FY2008
ターゲット、ホーン、
支持機構
基本設計
プロトタイプ
製造
試験
据付
ヘリウム箱、
ビーム窓
基本設計
プロトタイプ
設計
製造
リモート制御
基本設計
プロトタイプ
設計
製造
据付
冷却系
基本設計
プロトタイプ
設計
製造
据付
シールド
基本設計
プロトタイプ
設計
製造
据付
建物
基本設計
設計
据付
モックアップ
建設
360
900
ビーム
0.75MW
1400
第一ホーン
第三ホーン
第二ホーン
ターゲット
1510
2000
2500
Primary Cooling water system
for Target
Primary Cooling water system
for Horn
END
サービスピット
鉄シールド
バスバー
バスバー
バスバー
コンクリート
シールド
バッフル ターゲット＋
第一ホーン 第二ホーン
アルミ容器
鉄シールド
コンクリート
シールド
第三ホーン
冷却水の放射化
場所
パワー 放射化
(kBq/cc
(MW)
)
水量
(m3)
トリチウム
発生量
(GBq)
廃棄時(15Bq/cc)
容積(m3)
ターゲット
0.75
300
0.001
0.3
20
ホーン３台
0.75
5
0.6
3.0
200
DV
0.75
3
1.1
3.3
220
TSアルミ容器
case8
0.75
11
0.055
0.63
42
DV
4
16
2.9
46
3090
TSアルミ容器
case16
4
61
0.110
6.7
450
TSアルミ容器
case24
4
61
0.165
10
670
アルミ容器の背面でのハドロンフルエンス:~3.810-5 P/cm2
Cooling Water
•直径3cm、長さ90cmのカーボン、第一ホーンの中心部に収納
•ビームによる発熱量30kW
•外表面を水冷（水容量１リットル）、中心２３０℃、外表面４０℃
•0.75MWで１年運転後のターゲットの放射化（MARS） ：
１日後170Sv/h、１年後5Sv/h、２年後50mSv/h、５年後1mSv/h以下
•0.75MWで２０日運転後の冷却水の放射化（MARS） ：280kBq/cc
→地下機械室よりディケイボリュームを通って下流のDPタンクへ
ANSYS温度シミュレーション

~ 70 C @ surface
冷却水
20l/min
ビーム
750kW
冷却試験＠東CH

~ 230 C @ r = 0, z ~ 300mm
シールド開帳時放射線量(上屋
内）
MCNPによる上屋内の放射線量
空気
（鈴木（健）→大山）
•地下シールド表面：1 Sv/h
•シールド開帳時、人間は
10
•上屋の外
3
without ceiling
with ceiling
Effective dose [mSv/h]
•上屋内シールド小屋の中
土
コンクリート
10
2
10
1
10
0
12.5 mSv/h
Hole
10
0.25 mSv/h
-1
0
1
2
3
4
5
6
7
Distance from center of hole [m]
8
ヘリウム箱
•空気の放射化、ＮＯｘによる機器や壁面の腐食を防ぐ
•放射化による表面線量を押さえ、開帳時のスカイシャインを減らす
•幅3m、高さ6m、長さ15mのアルミ箱（上半分；シールド、下半分；ヘリウム）
•シール部は、サービスピット内（人間が近づける）
•ヘリウム陰圧保持、循環（冷却）
•ターゲットやホーンの支持構造、配線、配管をどう組込むかが問題。
ファイナル
フォーカス
鉄ブロック
ヘリウム箱
ディケイ
ボリューム
ビーム窓
ターゲット、第一ホーン 第二ホーン 第三ホーン
ビーム窓
ディケイボリュームの冷却水系
ダンプ地下機械室
TS地下機械室
二次冷却水
(FF部と共
通）
熱交換器
熱交換器
循環タンク(10m3x3)
ポンプ
ターゲット、
ホーン、
TSシールド
の排水
DV
排水
15Bq/cc
循環タンク(10m3)
ポンプ
DP(希釈)タンク(10m3x3)、ポンプ
シールド開帳時放射線量(上屋外）
MCNPによる上屋外の放射線量
（鈴木（健）→大山）
•上屋壁厚：20cmコンクリート
•地下シールド表面：1Sv/h
•約５０ｍ離れた所まで
第二種管理区域に設定する必要
→アルミ内張りで改善？
-1
skyshine
Effective dose [mSv/h]
地下シールド表面が1Sv/hのとき
0.25mSv/hに相当するレベル
10
without ceiling
with ceiling
10
-2
50m
10
-3
0
20
40
60
80
Distance from center of hole [m]
100
Cooling water system for Target/Horn
To 2nd machine
building
Heat exchange
Primary cooling water system
Secondary cooling water system
Third cooling water system
0.75MW, 20days operation
Primary cooling Radioactivit
component
water (liter)
y (Bq/cc)
Total 3H
(GBq)
15Bq/cc equiv.
volume(m3)
Target
100
3000
0.3
20
Horn x 3
200x3
5000
1.0x3
66x3
Summary of primary cooling water
and their radio-activation
0.75MW and 4MW, 20days operation
Primary cooling Radioactivit
component
water (liter)
y (Bq/cc)
Total 3H
(GBq)
15Bq/cc equiv.
volume(m3)
Target
100
3000
0.3
20
Horn x 3
200x3
5000
1.0x3
66x3
TS (case8)
55
11000
0.63
42
DV
1100
3000
3.3
220
TS(case16)
110
61000
6.7
450
TS(case24)
165
61000
10
670
DV
2900
16000
46
3090
J-PRAC-Nu 放射線対策・新増設計画にむけて
（３）
ビームダンプ/ミューオンピット設計の現
状
ニュートリノ施設建設グループ
石 田 卓
• 要求される性能
• MARS シミュレーションの結果



入射粒子のフラックス強度分布
熱生成 / ハドロンフルエンス
運転時ドーズ
• 冷却コアのデザインおよび冷却
• 施設図 （１０月９日現在の案）
• MUPITでのミューオン空間分布（＞５GeV）のスピル毎監
要求される性能
視
• 運転時の放射線防御
– シールド端面で11mSv/h以下 (４MW運転時)
• 冷 却
– 全発生熱量の~¼ がBDに落ちる。
– 熱伝導率の大きい銅コア部を直接水冷。
• 冷却水中の放射線生成
– 高エネルギーγ(16N,14O), 遅発中性子生成(17N): 冷却システム
自体を地下に埋設（MUPITに同居）
– 3H 生成: 冷却パスはなるべくビーム中心から離す。
– 冷却パスでのハドロンフルエンスが ７５０ｋW運転時に
~10-5/cm2/proton 以下であれば２０日運転時×200倍希釈で
廃棄基準 <15Bq/cc を満たすことができる。
• Redundancy
TGS下流施設全図
旧デザイン
アップデート案を示す
11０m
MARS シミュレーションの結果
• 鉄＋コンクリートからなるΦ-対称ジオメトリーを定義。
– Δr=10/5cm, Δz=20/5cm, （OAB 2°に相当）
• 入射粒子フラックス, エネルギー生成, ハドロンフルエ
ンス 放射線量当量を計算。
– エネルギー生成密度: 0.02Joule/cm3=5,000W/m3 (= DV
plate coil, boarder between Iron and Concrete).
– 冷却: Hadron Fluence = 2×10-6/cm2/proton (4MW)
– 運転時放射線量当量: =11mSv / hour / (factor) 、ここで
factor = “Threshold factor” (2)×[Safety(2)]
-3
MARSで用いたΦ- 対称ジオメトリー
• Beam: Δx,y=0.424cm / ΔΘx,y=0.5mrad
• HORN ON/OFF
• MUON Production ON/OFF
入射粒子のフラックス(1)
HORN ON
OFF
/ 100,000 p.o.t.
/ 100,000 p.o.t.
入射粒子のフラックス(2)
Protons w/o interaction at target (~17%, σx,y= 15cm)
熱生成（４MW運転時）
Concrete
BD Fe
16 J/cm3, +4.6℃/spill
0.02J/cm3
(Fe-Concrete)
DV He
１入射陽子あたりのHadron Fluence
MUON
2e-6 /cm2/p
(Cooling Water Path)
Dose Equivalent
Concrete
BD Fe
100 Sv/h
(Fe-Concrete)
Fe ~1.5m
11mSv/h
(Concrete-Soil)
DV He
Fe 4m + Conc1.5m
ミューオンフラグON/OFF時の熱生成
BD Fe
DV He
Concrete
Possible MUPIT location: Fe 3.5m
HORN ON/OFF時ミューオン空間分
布
（亀田、GEANT3）
Eμ＞5GeV
（鉄３６５ｃｍ）
冷却コアのデザインおよび冷却
MARS結果を入力、NASTRANによるシミュレーション
Heat Load Simulation
(Prelim.)
２
•
• コア外周部を６００W/m ・Kで冷却
Max.
銅・750kW 147℃
鉄・750kW ８４９
銅・4MW
７４８
鉄・4MW
４４９
０
•７５０ｋWはOK.
４MWは要検討
•冷却水量など
検討中。
BD/MUPIT施設図案（10/9現在）
ハドロンフルエンス
DOSE Eq.
ま と め
• 熱生成・ハドロンフルエンス・運転時放射線当量
を考慮した銅冷却コアを持つビームダンプ、
ミューオンピットの施設図を提案した。
• ミューオンピットまでの物質量は銅１．５ｍ＋鉄１．
５ｍ＋コンクリート５０ｃｍでミューオン空間分布の
モニターが可能。ハドロンフルエンスは十分低く
非運転時には入域が可能。
• 銅コア周辺部の直接水冷却パスは、７５０ｋW運
転時には崩壊領域と同じ程度かそれ以下のハド
ロンフルエンスに抑えることができる（２００倍以
下の希釈）
ニュートリノ陽子ビームラインの放
射線対策
遮蔽
速い取り出し、取り出し分
750 W 点ロス
50GeV B工区
壁厚はMARS計算で決定。
すでに放射線グループへ報告済み。
アーク部
nt
1W/m線ロス → Moyerの式n s io n jo てi 。 )
ex
(ベ
ー
ス
プ
レ
ー
ト直
下
流
、適
R1
R1
R1
R1
04
06
40
70
幅
を
置
い
0
0
43
3
40
0
R9
96
0
00
な
当
07
pa
0
FH1 FQ1
アー ク中 心
x = 4 9 6 5 0 .9 8 8 m , y= 6 9 4 5 0 .3 5 6
http://jnusrv01.kek.jp/jnu/zumen/Neutrino.031006.ichikawa.dwg
サブトンネルA,B
PC2
PQ 5
PH 3
PC4
PQ 4
PV 2
PC3
PC1
PQ 3
<0.25mSv/h
(蓋の下で0.51mSv/h)
2x10-3mSv/h
http://jnusrv01.kek.jp/jnu/www/zumen/Neutrino.031003.dwg
搬入棟、サブトンネルC,D, フォーカス部
(0.84mSv/h)
(ロスポイントを変えて再計算)
FH 1 FQ 1
フォーカス部
サ ブ トン ネ ル DE
ロ ス ・ポ イ ン ト
250W点ロス
17
92
°
FH 2
ターゲットからの照り返し
9.
FQ 2
壁厚はMARS計算で決定。
T P +9.3m
T P + 1 0 .8 m
サ ブ トン ネ ル D
3 ,0 0 0
汚染検査室
FQ 3
FV 1
(ターゲットからの照り返しは、計算中)
FQ 4
ビーム振 り下 げ
FV 2
放射化物保管室
T P + 1 0 .8 m
3 4 .0
トンネル断面図
1 0 1 0 0 .0
9 1 0 0 .0
5 5 0 0 .0
5 5 0 0 .0
1.2mSv/h
0.062mSv/h
0.25mSv/h
6 2 0 0 .0
2 5 0 0 .0
0.05mSv/h
3 3 0 0 .0
アーク部
2 0 0 0 .0
5 0 0 0 .0
2 7 0 0 .0
フォーカス部
http://jnusrv01.kek.jp/jnu/zumen/TunnelDanmen.03１００６．ｄｗｇ
空気、水(He)の放射化
トンネル内空気中放射性同位元素濃度
常伝導電磁石冷却水中トリチウム
保有量
ロス
トリチウム濃度
EP1 P13系
26t
1.56kW
2.87Bq/cc
J-Parc ニュートリノビームライン
~30t
1.45kW
2.3Bq/cc/21日
5サイクル毎に交換
年間総放出量 6.9x108 Bq
サブトンネルA,B
空気密閉用２重扉を設ける。 50GeVと同じようなもの。
2重扉間の距離は、2～3m。メイントンネルからなるべく離す。
発熱に応じて、要空調。
この室外機は、メイントンネルを通さずに 建屋の外に出し、フェンスで囲って
第二種の管理区域とする。 地上へは建屋内で立上げる。タラップをつける。
搬入棟(サブトンネル C)
搬入口とサブトンネルの間には、中性子と空気を遮断するためのドアを 設ける。
50GeVの搬入口と同じ物。(鉄 5cm、ポリエチレン 10cm?)
搬入口の地上レベルには、密閉するための鉄の開閉式ドアを設ける。 50GeVと同じもの。
目張りをして、気密構造とする。
汚染検査室は、RC構造で密閉とする。 地上を通して、機械室より空気を引いて負圧とする。
鳥篭方式。 鳥篭の二つの出入り口には、インターロックを 設ける。
超伝導部 Tritium from Helium
• After 4000 hour 1w/m loss
– Beam Tube Periphery
• 180 Bq/cc * 5 litter
– Cooling Hole
• 25 Bq/cc * 10 litter
– Press Shoulder etc
• 10 Bq/cc * 15 litter
– End Space
• 50 Bq/cc * 40litter
– 3He to tritium
• 7 Bq/cc
– Total
• 3300 kBq / 70 litter
• ~ 47 Bq/cc + 7 Bq/cc ~ 54 Bq/cc
規制値内?
• 生成量
– 54 Bq/cc at 3.5 atm 5 K
(~1.2 mBq/cc/hour)
– ~ 0.063 Bq/cc at 1 atm 300K
• 規制値
– OK for HT (<7 Bq/cc)
– not OK for HTO (<5 mBq/cc)
• HT or HTO big difference!
対策？
• バッファータンク
– クエンチリカバリー用２ 台
– 放射線管理区域
– クエンチで出てきたガス
• 回収→放射線計測
• その他地上設備（冷凍機・圧縮機etc）
– 定常ではトリチウム（少なくともHTO）は常温部にあがってこな
いと仮定。
– 放射線管理区域にはしない。
下流建屋（機械室)
壁厚 20cmのRC構造。
汚染検査室2m×3mまたは3m×3m
ハンドフット・モニターは、壁の影になるように。 モニター室。
DPタンクを置く。希釈できる十分な量 (2倍は必要ない。1.5倍くらい？)
メンテナンス
常伝導部メンテナンス
50~100cm
アーク部メンテナンスシナリオ
• メンテナンス部位
– インターコネクト部に集中
– 真空容器はフランジつなぎ
• 磁石本体
–
–
–
–
大きな事故が起きない限り交換不要
低温配管は溶接つなぎ
自動カッター＋自動溶接機
施工時は覆いをかぶせる？
• コールドダイオード
– 最悪ケース→２〜３年で部分的に交換
– 低温フランジを使った容器に収納
Cryostat Design
• Based on LHC parts
– Vacuum Vessel & joint
– Support Post
– Shield Tray
• End dorm design Revision
– Beam pipe enlarged