Analytical estimation of accessibility to the activated lithium loop in IFMIF

放射化したIFMIFリチウムループへの近接性の解析評価

井田 瑞穂; 中村 博雄; 杉本 昌義

Ida, Mizuho; Nakamura, Hiroo; Sugimoto, Masayoshi

国際核融合材料照射施設(IFMIF)においては、重陽子-リチウム反応及びステンレス鋼製ターゲット容器への中性子照射により放射性核種が生成される。ベリリウム-7は、IFMIFリチウムループへの近接性及びそのメンテナンスシナリオへの影響の点で、最も支配的な核種である。放射化物及び放射線遮蔽の3次元モデルを取り扱えるQAD-CGGP2Rコードを用いて、リチウムループの典型的な機器の周りの線量当量率を計算した。機器へのベリリウム-7の沈着率は、液体リチウムで濡れた機器表面積に比例すると仮定した。その結果、最も厳しい条件となったのは576mの表面積を有する熱交換機であった。その線量当量率は約10Sv/hであり、ICRP勧告を考慮した制限値10Sv/hよりも数桁大きなものであった。この線量当量率は22cm厚さの鉄製シールド又は6.5cm厚さの鉛製シールドにより制限値以下にできることを示した。

In the International Fusion Materials Irradiation Facility (IFMIF), radioactive nuclides are generated through the deuteron-lithium reaction and the neutron irradiation on the target vessel made of stainless steel. Beryllium-7 is the most dominant nuclide affecting accessibility to and maintenance scenario of IFMIF lithium loop.Dose equivalent rate around typical component of the lithium loop was calculated employing a code QAD-CGGP2R that can deal with three-dimensional (3-D) model of activated objects and radiation shield. Deposition rate of beryllium-7 on the component was assumed to be proportional to their surface area wetted by liquid lithium. As result, the most severe condition was that around the heat exchanger with surface area of 576 m. The dose equivalent rate was about 10 Sv/h, several orders higher than 10 Sv/h a limit considering ICRP recommendation. The dose rate can be reduced below the limit by a 22 cm-thick iron-shield or a 6.5 cm-thick lead-shield.