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Integral test of Kerma data for SS304 stainless steel in the D-T fusion neutron environment

D-T核融合中性子環境におけるSS-304鋼に対するKERMAデータの積分テスト

池田 裕二郎; A.Kumar*; 小迫 和明*; 今野 力 ; 大山 幸夫; 前川 藤夫 ; M.Z.Youssef*; M.A.Abdou*; 前川 洋

Ikeda, Yujiro; A.Kumar*; Kosako, Kazuaki*; Konno, Chikara; Oyama, Yukio; Maekawa, Fujio; M.Z.Youssef*; M.A.Abdou*; Maekawa, Hiroshi

核発熱は核融合炉設計における基本的な核的パラメータである。カロリメーターを用いて開発した直接測定法により、14MeV中性子が支配的な場での主要構造材を対象とした測定データが、関連する核データの妥当性検証に有効であることを日米共同実験で示した。本件研究では、14MeV中性子のみならず、低エネルギー中性子及び2次$$gamma$$線が支配的な遮蔽構造材SS304鋼中の核発熱率分布測定とその解析を示す。測定プローブとして、50$$times$$50$$times$$50mmのSS304ブロックを用い、中性子照射に伴う温度上昇からSS304体系中の表面から深さ200mmまでの核発熱率を求めた。実験体系中の急な中性子束勾配に伴う熱流速の時間依存性を考慮し、ADINAT核熱結合計算コードを用いた計算値と測定値を比較した結果、$$pm$$20%以内で良く一致し、JENDL-3に基づくKERMA係数の妥当性が実験的に示された。

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