核融合原型炉のバナナ型保守方式に基づく炉内機器交換時の線量評価

Shutdown dose rate assessment during replacement of in-vessel components for a multi-module-segments maintenance scheme-based fusion DEMO reactor

染谷 洋二; 宇藤 裕康; 日渡 良爾; 谷川 尚; 飛田 健次

Someya, Yoji; Uto, Hiroyasu; Hiwatari, Ryoji; Tanigawa, Hisashi; Tobita, Kenji

原型炉における保守工程検討に資するため、運転終了後の炉内線量率を中性子輸送コードMCNP-5、放射化計算コードDCHAIN-SP2001により評価した。原型炉の核融合出力は1.5GWで主半径は8.2mとし、交換機器であるブランケット(主要構造材: 低放射化フェライト鋼)とダイバータ(主要構造材: タングステンモノブロック)の運転期間(照射期間)をそれぞれ4年と1年と設定した。計算の結果、炉内機器を交換する際の交換ポート内での最大空間線量率は100Sv/hと分かった。したがって、実験炉ITERよりも線量率が高い原型炉において、限定的に遠隔機器を保守用ポート内で展開することにより、保守機器の使用環境における線量率をITERよりも低減できることが分かった。講演当日は、本解析で得られた線量マップに基づき具体的な保守工程について報告する。

3D radiation map analyses were conducted using a code of DCHAIN-SP2001 on the basis of provisional water cooled fusion DEMO reactor as fusion power of 1.5 GW and major radius of 8.2 m. This analysis was performed assuming a divertor exposed for 1.0 FPY (full power year) and a blanket exposed for 4 FPY, respectively. As a result, after 1 month after shutdown the dose rate at the plasma center was 10 Sv/h. It dropped to 100 Sv/h at replacement port (upper and bottom). It was found that replacement of in-vessel components for DEMO could be possible. This is reason that the replacement method for fusion DEMO reactor can lower environment dose rate than the replacement method for shielding blankets in vacuum vessel for ITER by limiting a movable range of the remote handling equipment in maintenance port for DEMO.