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Decay heat experiment and validation of calculation code systems for fusion reactor

核融合炉のための崩壊熱実験と計算コードシステムの検証

前川 藤夫  ; 和田 政行*; 池田 裕二郎

Maekawa, Fujio; Wada, Masayuki*; Ikeda, Yujiro

核融合炉の冷却材喪失事故時等の安全性解析において、崩壊熱量の正確な評価は極めて重要である。そこで、ITER/EDAのタスク(T-339)として崩壊熱測定実験を行い、その妥当性を検証した。まず、崩壊熱を高精度かつ効率的に測定できる検出器、全エネルギー吸収スペクトロメータを開発し、原研FNSの14-MeV中性子で照射した32種の試料から発生する崩壊熱を1分~400日の冷却時間範囲にわたって測定した。実験解析により崩壊熱計算コード(ACT4,CINAC-V4)、放射化断面積ライブラリー(FENDL/A-2.0,JENDL放射化ファイル等)、及び崩壊データの妥当性を検証した結果、コードやデータに修正すべき問題点が見つかった。これらに対処した結果、多くの試料について計算値は実験値と良い一致を示した。特にITERで重要なステンレス鋼316及び銅については、崩壊熱を10%以内の精度で予測できることがわかった。

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