JT-60SAにおける放射線遮へい設計の現状

Present design of radiation shielding on JT-60 Super Advanced

助川 篤彦; 櫻井 真治; 正木 圭; 木津 要; 土屋 勝彦; 芝間 祐介; 林 孝夫; 玉井 広史 ; 吉田 清; 松川 誠; 及川 晃

Sukegawa, Atsuhiko; Sakurai, Shinji; Masaki, Kei; Kizu, Kaname; Tsuchiya, Katsuhiko; Shibama, Yusuke; Hayashi, Takao; Tamai, Hiroshi; Yoshida, Kiyoshi; Matsukawa, Makoto; Oikawa, Akira

JT-60SAは、日本と欧州が共同で設計を進めているITERのサテライトトカマク装置であり、ITERの支援とともに原型炉に向けた研究開発を行う。本装置では、最大加熱入力の増強により、中性子発生量が増加するので、現有建屋の遮へい補強を抑えるために真空容器及びクライオスタットの放射線遮へい性能を向上させることが必要となる。真空容器は、24mm板厚のステンレス鋼(SS316L)を用いた2重壁構造とし、その2重壁構造内(140mm幅)にボロン水を充填する。クライオスタットは、真空容器側の34mm厚のステンレス鋼(SS304)により気密性を確保し、その外側に220mm厚のホウ素入り低放射化コンクリートを設置し、外側を6mm厚のステンレス鋼(SS304)で覆う構造としている。評価結果について、超伝導コイルの核発熱量は、強磁場側最内層における導体部の運転温度から決まる設計目標値である0.3mW/cc未満(評価値:0.13mW/cc)であった。クライオスタット外側での線量は、10年運転後1週間冷却後で設計目標値とした 10Sv/h未満(評価値:5.9Sv/h)となった。

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