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ITER中性子束モニタ用マイクロフィッションチェンバーの詳細設計のための核解析

Neutronic analysis for detail design of the microfission chamber for ITER neutron flux monitor

石川 正男; 竹田 恵吾*; 近藤 貴; 嶋田 恭彦

Ishikawa, Masao; Takeda, Keigo*; Kondoh, Takashi; Shimada, Takahiko

ITERのマイクロフィッションチェンバー(MFC)計測システムは、プラズマから発生する中性子の総量を計測し、それを基に核融合出力を評価することを目的とする中性子計測装置である。MFCはブランケットモジュールと真空容器との間の外側上部及び下部に設置されるが、プラズマからの距離が近いため、プラズマ位置の変動により個々のMFCの測定感度に変化が生じる。本研究では、ITER機構との協議の中で新たに設定されたMFCの設置位置において、中性子輸送解析コード(MCNP)を用いた核解析を実施し、プラズマ位置の変化に影響なく、プラズマからの中性子発生量を正確に得るための手法を検討した。その結果、プラズマ位置の変化に影響しない出力を得るためには、上下のMFCそれぞれの変化の重みを考慮に入れた線形結合を取ることで、プラズマが移動した場合でも誤差3%以内で出力を一定に保てることが分かった。

A Microfission Chamber (MFC) provides time-resolved measurements of global neutron source strength and fusion power in ITER. MFCs will be installed behind blanket modules at upper and lower outboard position due to interface considerations with other equipment and the vacuum vessel. Since the location of the MFC is close to the Plasma, sensitivities of MFCs vary due to the change of the plasma position. In this study, a method to obtain neutron source strength accurately has been investigated using Neutron Transport Analysis Code (MCNP) if the plasma position would be changed. As a result, it was found that the linear combination of the MFCs at the upper and lower outboard position, in which weight of change of sensitivity of each MFC due to the change of the plasma position, can keep the output consist within error of 3%.

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