Neutron transport analysis for in-vessel diagnostics in ITER

ITERの真空容器内計測装置のための中性子輸送解析

石川 正男; 近藤 貴; 西谷 健夫; 河野 康則; 草間 義紀

Ishikawa, Masao; Kondoh, Takashi; Nishitani, Takeo; Kawano, Yasunori; Kusama, Yoshinori

ITERにおいて日本が調達するマイクロフィッションチェンバー(MFC)及びポロイダル偏光計の設計に向けて、中性子モンテカルロコード(MCNP)を用いた中性子輸送解析を行い、運転時におけるそれぞれの機器での核発熱量や温度上昇を評価した。その結果、MFCの排気管の核発熱量は最大で約0.3W/ccと評価された。この結果をもとに温度上昇を評価したところ、排気管に取り付けられる冷却用クランプの間隔を20cmとした場合の最大温度は約230Cとなり、10cmとした場合は約150Cまで低減できることがわかった。また、上部ポート内に設置されるポロイダル偏光計の光学ミラー(ビーム径を140mmとして設計)のうち最もプラズマに近いミラーの核発熱量は、中性子遮蔽材を設置しない場合で約2W/ccと評価され、遮蔽材を使用した場合でも約0.8W/ccとなることがわかった。これに対し、ビーム径を140mmから100mmにして評価を行ったところ、ビーム径が140mmの時と比べて約30%以上核発熱量を低減することがわかった。今後、これらの結果をもとに、冷却機器や遮蔽材の設計を行っていく必要がある。

Neutron transport analysis is very important for design and optimization of diagnostics in ITER. Especially, in-vessel diagnostics are exposed to strong neutron and radiation and then it could lead to damage and temperature increase due to nuclear heating of the components of those diagnostics. High dose rate due to strong radiation also makes those maintenances difficult. Therefore, evaluation of neutron/ flux, spectrum and nuclear heating at the location of the diagnostics with neutron transport analysis are essential to design a neutron radiation shield system and/or a cooling system. In this paper, results of neutron transport analysis applied to in-vessel components of the microfission chamber (MFC) and the poloidal polarimeter, which are developed by Japan Atomic Energy Agency, are presented.