トカマク型核融合装置の遮へい設計におけるPHITSコードの活用

Application of PHITS code for shielding design of tokamak device

既存設備を最大限再利用するトカマク型定常炉心試験装置(JT-60SA)は、中性子発生量を徐々に増加していき、最終的には臨界プラズマ試験装置(JT-60U)の約30倍増加する予定である。よって、装置内の核発熱評価,中性子のポートストリーミング等の線量への影響,装置建屋におけるダクトストリーミングやスカイシャインの影響について精度の良い評価が必要不可欠であるため、PHITSコードを用いた解析手法の検討を行っている。本報告では、スカイシャインと核発熱分布の可視化解析を初めて実施した。PHITSコードは遮へい計算だけでなく核発熱解析,材料損傷にかかわるDPA解析なども行える総合的な解析コードであり、装置・建屋の設計のみならず、核発熱評価や材料耐久性評価等に非常に有用であることがわかった。

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使用言語	:	Japanese
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ページ数	:
発行年月	:
発表会議名	:	日本原子力学会2010年秋の大会
開催年月	:	2010/09
開催都市	:	札幌
開催国	:	日本
キーワード	:	no keyword

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研究データの公開先DOI	:
使用施設	:	JT-60(臨界プラズマ試験装置)
広報プレスリリース	:
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受委託・共同研究相手機関	:	ハザマ技術研究所

Access	:	- Accesses
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登録番号 : BB20101228
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