Analytical representation for neutron streaming through slits in fusion reactor blanket by Monte Carlo calculation

モンテカルロ計算による核融合炉ブランケット中のスリットからの中性子ストリーミングに対する解析式

トカマク型DT核融合炉の代表的な設計例においてブランケットは、メンテナンスや製作性等の観点から多数のモジュールに分割されている。隣り合うモジュール間には幅数cmのスリットが存在する。スリットからの中性子ストリーミングにより真空容器再溶接部のヘリウム生成量や超伝導コイルの核発熱率や照射損傷等が増加し、基準値以上になる懸念がある。本研究では、スリット幅,ブランケットの厚さ及び組成,真空容器の厚さ及び組成,再溶接部のホウ素濃度をパラメータとした真空容器や超伝導コイルの核的応答に対する3次元モンテカルロ法による感度解析を行い、それらを関数としたスリットストリーミングに対する核的応答の簡易的な近似式を導出した。また導出した近似式を基に、遮蔽設計基準値を満足させるための遮蔽構造のガイドラインを明らかにした。

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使用言語	:	English
掲載資料名	:	Fusion Engineering and Design
巻	:	65
号	:	4
ページ数	:	p.501 - 524
発行年月	:	2003/07
発表会議名	:
開催年月	:
開催都市	:
開催国	:
キーワード	:	核融合炉; ブランケット; スリット; 中性子ストリーミング; モンテカルロ法; 遮蔽計算; 再溶接; ヘリウム生成量; 超伝導コイル; 近似式

特許データ	:
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論文URL	:	https://doi.org/10.1016/S0920-3796(03)00003-6
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InCites™	:	パーセンタイル：49.89 分野：Nuclear Science & Technology
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登録番号 : A20020049
抄録集掲載番号 : 320344
論文投稿番号 : 20811

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