m ars simulation for t2k neutrino beamline

MARS simulation for T2K neutrino beamline

Aug-11-2004@MARS mini-workshop

Yuichi Oyama (KEK)

280m

130m

Contents

(1) Proton beamline

(2) Target Station

(3) Decay Volume

(4) Beam dump / Muon pit

(5) Cooling water

(6) Air/Helium

•beam period

•maintenance

•after beam stop

(Ichikawa)

(Ishida)

(+) Useful file management

３３ｍ

Iron Shielding

Helium Container

Surface building

service pit

２２ｍ

Iron Shielding

40tonne crane

Target, 1st Horn

Beam Window

2nd Horn 3rd Horn

Final Focusing section

Decay Volume

Concrete

Beam Window

１１ｍ

ground level

Buffle

Schematic view of the Target Station

storage of radioactive

materials

Underground machine room

Concrete Concrete

H < 5mSv/h@boundary of the concrete

Iron2.2m

20cm Concrete wall

Iron1.5mIron

1.5m

Concrete 3.6m

Conc 1m

Radiation during the beam operation

（２）

（３）

（１） H < 0.25Sv/h@out of

the control area

fence

Regulations

Concrete 4.5m

H < 12.5Sv/h@floor of surface building

Three must be satisfied.

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

z

rTarget station

With 4.5m of concrete above the service pit, radiation at floor of the surface building satisfy H <12.5Sv/h

Residual Dose after beam stop

~0.1 Sv/h

Service PitMachine room

After beam stop and ventilation,we must access this area

After 1 year operation and

1 day cooling with 0.75MW,

the residual dose at the top of the iron shielding is

We can enter and work in the service pit.

Exchange of the target and/or horn

storage of radioactive materials

Target station : top view

Target station : Cross-sectional view

●

● 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

●

Aluminum 0.2m

Concrete 1m

Iron 2.2m

22Sv/h

0.56Sv/h

0.65Sv/h

0.1Sv/h

Residual dose of the Shielding

●

● RESIDUAL DOSE of the shielding in the MARS output (1 year operation, 1 day cooling, 0.75MW)

● Further calculation is needed after the “scenario” is fixed.

Use of Al surface reduce the radiation about one order of magnitude.

Residual dose of the Target/Horn● Residual dose of 3cm x 90cm Carbon Graphite target

(in a Al container) and 1st magnetic horn is calculated.

+ DCHAIN-SP

+ 7Be life

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

+ QAD-CGGP2

(1)NMTC/JAM(nmtclib95)

+ cross section(9mb)(2)Hadron fluence(MARS)

After 1 year operation

● Horn must be kept in the storage for more than 10 years.

Calculation of Decay Volume Shielding

As the target station, virtual cylindrical geometry is used in the MARS calculation.

●

30-40 m downstreamof target station

He Concrete

5.5m

5mSv/h

log(

H(m

Sv/

part

icle

))

Concrete thickness (m)

5.0 ～ 5.9m of concrete and additional ～ 6m of soil are needed to satisfy concrete and soil surface condition

●

To 2nd machine building

Management of Cooling Water

● Radioactive primary cooling water is circulated only in the underground control area during the beam period.

● Regulation : Radioactive water can be exhausted to outside (ocean) if radioactivity is less than 15Bq/cc.

Target/Horn cooling

Heat exchange

Primary cooling water systemSecondary cooling water systemThird cooling water system

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.

● 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.

MARS

%rmars-bnab-fems-linux 0

%rmars-bnab-fems-linux 1 ; rmars-bnab-fems-linux 2

marsmain.f

GUI mode

2 jobs with different random number seeds are submitted.

System clock is used as random number seed

mars.inp-00000 (MARS.INP)

One argument is added and used as file number

mars.out-00001 and mars.out-00002 are created.

Useful file management

SummaryCalculation 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.

file management

● One argument as file number and system clock as random number seed in marsmain.f.

Water and Air/Helium● Total radio-activation is calculated from hadron fluence.

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).

● After measurement of radioactivity in the dilution tank, the water can be disposed. It takes 1 or 2 days for the measurement.

Heat exchange

Heat exchange

Decay VolumeTS underground machine room

Beam Dump machine room

Primary cooling water from Target/Horn

Primary cooling water from Beam Dump

Fresh water

Dilution tank

DP tank

Disposal line

They are mixed with fresh water in the dilution tank.●

componentWater in

the beam-line (liter)

Water in the system

(liter)

Neutron fluence (/

cm2/p)

Total 3H

(GBq)

15Bq/cc equiv. Vol.

(m3)

Norm. Cond. Mag.

------ 30000 ------ 0.07 5

Target 1 100 8x10-3 2.3 150

Horn x 3 ------ 200x3 ------ 1.0x3 66x3

Target Station 55 ------ 4x10-5 0.63 42

Decay Volume 1100 ------ 1x10-5 3.3 220

Beam Dump 13 ------ 1x10-5 0.04 2.6

0.75MW , 20days operation

Summary of cooling water and their

● We need a capacity of ～ 600m3 to dispose all together. If we make 60m3 dilution tank, we must repeat the dilutions 10 times.

radio-activation

● We must also consider a possibility to confine the primary cooling water in the radiation control area forever.

Ventilation of Air and Helium

●

●

Air in the low radioactivity area (e.g. surface building) is always ventilated even during the beam period.

Regulation : Radioactive gas (air/Helium) can be ventilated to environment if radioactivity is less than 5mBq/cc.

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.

componentvolume

(m3)

Neutron fluence

(/p/cm2)

Radio-activation(Bq/cc)

5mBq/cc equiv.

Vol. (m3)

Ventilation

Ventilation time(h)

Surface building 8000 110-19 410-14 8000 A 1

Service pit 230 510-12 210-6 230 B 0.03

U.g. machine room 330 510-12 210-6 330 B 0.04

radioactive storage 780 510-12 210-6 780 B 0.1

Iron cooling (out)? 38 110-10 410-5 38 B 0.005

Iron cooling (cent)? 33 110-8 410-3 33 B? 0.004

Iron cooling (in)? 28 210-5 8 44800 C 5.6

TS Helium (air) 135 210-4 3.2 (80) 86400 C 10.8(270)

DV Helium (air) 1600 510-5 0.8 (20) 256000 C 32(800)

0.75MW , 20days operation

Summary of Air/Helium and their radio-activation

air=30mb, He=1.2mb, Ventilation : 8000m3/h, < 5mBq/cc

A : Ventilate during beam period; B : Ventilate directly after beam stop

C : Ventilate by mixing with fresh air after beam stop

KEK Radiation Related Topics

neutrino beam construction subgroup

Nov-11-2003@NBI2003

Yuichi Oyama (KEK)

andtarget monitor subgroup

for

Open the shielding 3m

Requirement for the boundary during the maintenance

0.25Sv/h

MCNP is used. -ray source are●

defined on the Al tunnel surface.0.75MW

1-year operation, 1-day cooling

Radiation from residual dose in the tunnel is satisfactory small.

●0.4Sv/h

Radiation behind the Beam Dump

● At the muon pit, muons from →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 0.2Sv/h.

● We can enter the muon pit after the beam stop.

低温設備Target Station

2nd machine room

Control area (class-2)

Radiation Control Area

Control area (class-1)

Control area (class-1)

Determination of the control area boundary by MCNP

Surface building

0.25Sv/h

Top view

We need 10m between the surface building and the fence●

Neutron sources are defined on the floor, and the dose above the floor is adjusted to be 12.5Sv/h.

●

12.5Sv/h

Arc Section

1W/m line loss

Final Focusing0.25kW point loss

Preparation Section0.75kW point loss

Radiations in the Proton BeamlineFollowing energy loss are assumed from our experience. ●

Regulations

H < 0.25Sv/h at surface boundary of the concrete

●

Soil

Concrete

H < 5mSv/h (line loss) and

of the Soil

H < 11mSv/h (point loss) at

Example : Radiation in the Access TunnelFor more complicated geometry, MARS simulation is employed.

●

The graphical view of the calculation shows that the ‘kink’ of the access tunnel effectively reduce the radiation.

●

H ～0.5Sv/h

Example : Shielding around the tunnelThe thickness of the shielding is calculated by the Moyer’s formula and MARS simulation.

●

Arc section Final Focusing section

0.25Sv/h

1.2Sv/h

0.05mSv/h

2.5m air

5.6m soil

2.3m concrete 5.0m air

6.2m soil

2.5m concrete11mSv/h

空気・ヘリウムの放射化

場所Neutron flu

ence

(/p/cm2)

放射化(Bq/cc)

容量(m3)

トリチウム (Bq)

排気時間(h)

上屋 110-19 410-14 8000 0.3 1

サービスピット 510-12 210-6 230 5105 0.03

地下機械室 510-12 210-6 330 7105 0.04

放射化物保管庫 510-12 210-6 780 1.6106 0.1

鉄シールド外側 110-10 410-5 38 1.5106 0.005

鉄シールド中間 110-8 410-3 33 1.3108 0.004

鉄シールド内側 210-5 8 28 2.21011 5.6

TS ヘリウム 210-4 80 135 ------ ------

DV ヘリウム 510-5 20 1600 ------ ------

0.75MW20 日運転後（反応断面積 30mb ）

排気基準： 5mBq/cc 以下

0.062Sv/h0.25Sv/h

1.2Sv/h

0.05Sv/h

Calculation of Decay Volume Shielding

As the target station, virtual cylindrical geometry is used in the MARS calculation.

●

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

空気の管理上屋内（ 8300m3 ）：運転時立入り可、常時排気

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

トンネル断面図5500.0 5500.0

10100.0 9100.0

3300.0

2000.0 2700.05000.0

2500.0

6200.0

http://jnusrv01.kek.jp/jnu/zumen/TunnelDanmen.03 １００６．ｄｗｇ

0.062Sv/h0.25Sv/h

1.2Sv/h

0.05Sv/h

アーク部フォーカス部

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

Dilution tank(s): # of check/disposal

•800m3: once / 20 days

•200m3: 4 times / 20 days

•40m3: 20 times / 20 days

Disposal scenario for radioactive water

water

Dilution tank(s)

Disposal line

放射線管理区域

第二種管理区域（案）( 要調整 )

低温設備

ターゲットステーション第一種管理区域

第二機械室第一種管理区域

サブトンネル A,B

http://jnusrv01.kek.jp/jnu/www/zumen/Neutrino.031003.dwg

2x10-3Sv/h

<0.25Sv/h

( 蓋の下で 0.51Sv/h)

Radiations in the proton beamlineEnergy loss in the beamline are expected from our experience. (Numerical calculation is difficult or even impossible.)

●

Arc Section1W/m line loss

Final Focusing0.25kW point loss

Preparation Section0.75kW point loss

熱量の評価：アルミに 170kW/16m 、 鉄に 40kW/16m

(0.75MW)厚み２０ｃｍあたりのエネルギー分布

1.00E+00

1.00E+01

1.00E+02

1.00E+03

1.00E+04

1.00E+05

700 900 1100

1300

1500

1700

1900

2100

2300

Z(cm)

Ener

gy (W

/m)

アルミ鉄１鉄２鉄３鉄４鉄５鉄６鉄７鉄８

Z=1370(cm) (0.75MW)でのエネルギー分布

1.00E-01

1.00E+00

1.00E+01

1.00E+02

1.00E+03

1.00E+04

1.00E+05

100.00 150.00 200.00 250.00 300.00

R(cm)

Ener

gy (W

/m)

•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

鉄シールド

鉄シールド

コンクリートシールド

コンクリートシールド

アルミ容器空冷面

鉄シールド内面鉄シールド中間鉄シールド外面

水冷管

（ 4MW 時追加）

Cooling system for Aluminum wall

Cooling water system for Target Station

10-410-310-210-1100 101 102 103 104 10510-3

10-2

10-1

100

101

102

103

104

AL

Fe

After one year irradiation

Time (Hour)

Eff

ecti

ve

Do

se (

mS

v/h

)

Na-24

Na-22

運転時循環

運転時循環

常時排気

停止時希釈排気

スタックHEPAフィルター

除塩フィルター

クーリングユニット

外気

Air Circulation/Ventilation system

Cooling water system for Target/Horn

ターゲットステーション上屋

開帳時シールド置

場

出入り口、汚染検査室（２ｘ４ｍ）

開帳時操作小屋？

予備ホーン等？

放射化物保管庫

トレーラ

ー

地下機械室

３３ｍ

２２ｍ

component

Water in the

beam-line (liter)

Water in the

system

(liter)

Neutron fluence (/

cm2/p)

Radio-activity

(kBq/cc)

Total 3H

(GBq)

15Bq/cc equiv.

Volume

(m3)

Target 1 100 8x10-3 2300 2.3 150

Horn x 3 ------ 200x3 ------ ------ 1.0x3 66x3

Secondary cooling water systemThird cooling water system

Primary cooling water system

Heat exchange

To 2nd machine building

Cooling water system for Target/Horn

0.75MW, 20days operation

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)（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）

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

放射化物保管庫

　　　地下機械室　

FF 部DV

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 　　据付

モックアップ

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 建設

予定

第一ホーン 第二ホーン 第三ホーン

ターゲット

ビーム0.75MW

Primary Cooling water systemfor Target

Primary Cooling water systemfor Horn

END

バッフル ターゲット＋第一ホーン 第二ホーン

第三ホーン

鉄シールド

コンクリートシールド

鉄シールド

コンクリートシールド

サービスピット

バス

バー

バス

バー

バス

バー

アルミ容器

冷却水の放射化

場所 パワー(MW)

放射化(kBq/cc)

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 :~3.810-5 P/cm2

Cooling Water

300mm~z0,rC230~ @

surfaceC70~ @

ビーム750kW

•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 1Sv/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

冷却試験＠東 CH

ANSYS 温度シミュレーション

冷却水20l/min

シールド開帳時放射線量 ( 上屋内）

10-1

100

101

102

103

0 1 2 3 4 5 6 7 8

without ceilingwith ceiling

Eff

ecti

ve d

ose

[Sv/

h]

Distance from center of hole [m]

Hole

0.25 Sv/h

12.5 Sv/h

MCNP による上屋内の放射線量（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•上屋の外•上屋内シールド小屋の中

コンクリート 土

空気

ヘリウム箱

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。

ディケイボリューム

鉄ブロック

ターゲット、第一ホーンビーム窓

第二ホーン 第三ホーン

ファイナルフォーカス

ビーム窓

TS 地下機械室

DV

ダンプ地下機械室

循環タンク (10m3)ポンプ

循環タンク (10m3x3)ポンプ

DP( 希釈 ) タンク (10m3x3) 、ポンプ

熱交換器

ディケイボリュームの冷却水系二次冷却水(FF 部と共通）

熱交換器

　　排水15Bq/cc

ターゲット、ホーン、TS シールドの排水

シールド開帳時放射線量 ( 上屋外）

10-3

10-2

10-1

0 20 40 60 80 100

skyshine

without ceilingwith ceiling

Eff

ecti

ve d

ose

[S

v/h

]

Distance from center of hole [m]

地下シールド表面が 1Sv/h のとき0.25Sv/h に相当するレベル

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？

50m

componentPrimary cooling

water (liter)Radioactivit

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

Secondary cooling water systemThird cooling water system

Primary cooling water system

Heat exchange

To 2nd machine building

Cooling water system for Target/Horn

0.75MW, 20days operation

componentPrimary cooling

water (liter)Radioactivit

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

0.75MW and 4MW, 20days operation

Summary of primary cooling water and their radio-activation

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ニュートリノ施設建設グループ

石　田　卓石　田　卓• 要求される性能要求される性能• MARS MARS シミュレーションの結果 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入射粒子のフラックス強度分布 熱生成 熱生成 / / ハドロンフルエンスハドロンフルエンス 運転時ドーズ運転時ドーズ

• 冷却コアのデザインおよび冷却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）施設図 （１０月９日現在の案）

要求される性能• MUPITMUPIT でのミューオン空間分布（＞５でのミューオン空間分布（＞５ GeVGeV ）のスピル毎監視）のスピル毎監視• 運転時の放射線防御運転時の放射線防御

– シールド端面でシールド端面で 11mSv/h11mSv/h 以下以下 (( ４４ MWMW 運転時運転時 ) )

• 冷　却冷　却– 全発生熱量の全発生熱量の ~¼ ~¼ がが BDBD に落ちる。に落ちる。– 熱伝導率の大きい熱伝導率の大きい銅コア部を直接水冷銅コア部を直接水冷。 。

• 冷却水中の放射線生成冷却水中の放射線生成– 高エネルギー高エネルギー γ(γ(1616N,N,1414O), O), 遅発中性子生成遅発中性子生成 ((1717N): N): 冷却システム自体を地下冷却システム自体を地下

に埋設（に埋設（ MUPITMUPIT に同居） に同居） – 33H H 生成生成 : : 冷却パスはなるべくビーム中心から離す。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 冷却パスでのハドロンフルエンスが ７５０ｋ７５０ｋ WW 運転時に　運転時に　　　　　 ~10~10-5-5/cm/cm22/proton/proton 　以下　以下であれば２０日運転時であれば２０日運転時 ×200×200 倍希釈で倍希釈で　　廃棄基準 　　廃棄基準 <15Bq/cc <15Bq/cc を満たすことができる。 を満たすことができる。

• RedundancyRedundancy– コア部は高度に放射化する。 設置後のアクセスは考えない。 コア部は高度に放射化する。 設置後のアクセスは考えない。 　　＝実験開始時から　　＝実験開始時から 4MW4MW を考慮したデザインにしておく。 を考慮したデザインにしておく。 – 　　 > 20> 20 年以上？の耐用性。年以上？の耐用性。

TGSTGS 下流施設全図下流施設全図

11 ０ m

旧デザイン旧デザインアップデート案を示すアップデート案を示す

MARS シミュレーションの結果

• 鉄＋コンクリートからなる鉄＋コンクリートからなる Φ-Φ- 対称ジオメトリーを定義。 対称ジオメトリーを定義。 – Δr=10/5cm, Δz=20/5cm, Δr=10/5cm, Δz=20/5cm, （（ OAB 2°OAB 2° に相当）に相当）

• 入射粒子フラックス入射粒子フラックス , , エネルギー生成エネルギー生成 , , ハドロンフルエンス 放射線量当ハドロンフルエンス 放射線量当量を計算。量を計算。– エネルギー生成密度エネルギー生成密度 : 0.02Joule/cm: 0.02Joule/cm33=5,000W/m=5,000W/m33 (= DV plate coil, boarder between Ir (= DV plate coil, boarder between Ir

on and Concrete). on and Concrete).

– 冷却冷却 : Hadron Fluence = 2×10: Hadron Fluence = 2×10-6-6/cm/cm22/proton (4MW)/proton (4MW)

– 運転時放射線量当量運転時放射線量当量 : =11mSv / hour / (factor) : =11mSv / hour / (factor) 、ここで、ここで

　 　 factor = “Threshold factor” (2)×[Safety(2)]factor = “Threshold factor” (2)×[Safety(2)]

• Threshold factor: Threshold factor: 熱中性子閾値 熱中性子閾値 (10(10-3-3eV→30MeV) eV→30MeV)

• Safety factor Safety factor ：設計目標値などで既に考慮している ：設計目標値などで既に考慮している (4MW case). (4MW case).

MARSMARS で用いたで用いた Φ- Φ- 対称ジオメトリー対称ジオメトリー

• Beam: Δx,y=0.424cm / ΔΘx,y=0.5mradBeam: Δx,y=0.424cm / ΔΘx,y=0.5mrad• HORN ON/OFFHORN ON/OFF• MUON ProductionMUON Production ON/OFFON/OFF

入射粒子のフラックス (1)HORN ONHORN ON

OFFOFF

/ 100,000 p.o.t./ 100,000 p.o.t.

入射粒子のフラックス (2)/ 100,000 p.o.t./ 100,000 p.o.t.

Protons w/o interaction at target (~17%, σx,y= 15cm)Protons w/o interaction at target (~17%, σx,y= 15cm)

熱生成（４熱生成（４ MWMW 運転時）運転時）

0.02J/cm3

(Fe-Concrete)

2e-6 /cm2/p(Cooling Water Path)

１入射陽子あたりの１入射陽子あたりの Hadron FluenceHadron Fluence

16 J/cm3, +4.6℃/spill

MUON

DV He

BD Fe

Concrete

Dose Equivalent

DV He

BD Fe

Concrete

11mSv/h(Concrete-Soil)

100 Sv/h(Fe-Concrete)

Fe 4m + Conc1.5m

Fe ~1.5m

ミューオンフラグ ON/OFF 時の熱生成

DV He

BD Fe

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）

Heat Load Simulation (Prelim.) 冷却コアのデザインおよび冷却冷却コアのデザインおよび冷却

•　　 MARSMARS 結果を入力、結果を入力、 NASTRANNASTRAN によるシミュレーションによるシミュレーション•　コア外周部を６００　コア外周部を６００ W/mW/m ２２・・ KK で冷却で冷却

Max.

銅・750kW

147℃

鉄・750kW

８４９

銅・ 4MW ７４８

鉄・ 4MW ４４９０•７５０ｋ W は OK.

４ MW は要検討•冷却水量など検討中。

BD/MUPITBD/MUPIT 施設図案（施設図案（ 10/910/9 現在）現在）

ハドロンフルエンス

DOSEDOSE 　　 Eq.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）

• 水量・流速・希釈能などは検討中。７５０ｋW 時６００W/ ｍ２・ K は十分現実的な数値である。

• ４ MW 運転時は少なくとも冷却パスを半径６０ｃｍ程度の位置に もってくる必要がある。

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

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。

750 W 　点ロス

アーク部

FQ

1F

H1

アーク中心x=49650.988m, y=69450.356

http://jnusrv01.kek.jp/jnu/zumen/Neutrino.031006.ichikawa.dwg

1W/m 線ロス　→ Moyer の式

サブトンネル A,B

http://jnusrv01.kek.jp/jnu/www/zumen/Neutrino.031003.dwg

2x10-3Sv/h

<0.25Sv/h

( 蓋の下で 0.51Sv/h)

搬入棟、サブトンネル C,D, フォーカス部

FV

2F

Q4

FV

1F

Q3

FH

2F

V2

FQ

2

放射

化物

保管

室

TP+9

.3m

汚染検査室

ビーム振り下げ

ロス・ポイント

Dサブトンネル

FQ

1F

H1

DEサブトンネル

フォーカス部

250W 点ロス

ターゲットからの照り返し

壁厚は MARS 計算で決定。

( ターゲットからの照り返しは、計算中)

(0.84Sv/h)

( ロスポイントを変えて再計算 )

トンネル断面図5500.0 5500.0

10100.0 9100.0

3300.0

2000.0 2700.05000.0

2500.0

6200.0

http://jnusrv01.kek.jp/jnu/zumen/TunnelDanmen.03 １００６．ｄｗｇ

0.062Sv/h0.25Sv/h

1.2Sv/h

0.05Sv/h

アーク部フォーカス部

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