Conceptual radiation shielding design of superconducting tokamak fusion device by PHITS

PHITSコードを用いた超伝導トカマク型核融合試験装置の放射線遮へいに関する概念設計

助川 篤彦; 川崎 弘光*; 奥野 功一*

Sukegawa, Atsuhiko; Kawasaki, Hiromitsu*; Okuno, Koichi*

トカマク型定常炉心試験装置(JT-60SA)といった超伝導トカマク核融合装置の3次元中性子・光子輸送解析を、モンテカルロ計算コードPHITSにより実施した。PHITSを用いた解析結果から、装置ポートストリーミング,建屋ダクトストリーミング,スカイシャイン解析についても適用できることがわかった。PHITSの可視化機能により、超伝導トカマク核融合装置に特有の真空断熱容器の遮へい機能の役割が明らかになった。ストリーミング効果の影響を考慮した超伝導トカマク核融合装置のニュートロニクス解析にはPHITSを含む3次元計算コードが必要不可欠である。

A complete 3D neutrons and photons transport analysis by Monte Carlo transport code system PHITS (Particle and Heavy Ion Transport code System) have been performed for superconducting tokamak fusion device such as JT-60 Super Advanced (JT-60SA). It is possible to make use of PHITS in the port streaming analysis around the devices for the tokamak fusion device, the duct streaming analysis in the building where the device is installed, and the sky shine analysis for the site boundary. The neutron transport analysis by PHITS makes it clear that the shielding performance of the superconducting tokamak fusion device with the cryostat is improved by the graphical results. From the standpoint of the port streaming and the duct streaming, it is necessary to calculate by 3D codes for the neutronics analysis of superconducting tokamak fusion device.