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前川 洋
Proc. of the 8th Int. Conf. on Radiation Shielding, 0, p.15 - 24, 1994/00
ITERを代表とした次期核融合装置の遮蔽は分裂炉を対象とした研究では対応できない問題を含んでいる。遮蔽設計精度の向上のためには、次のようなD-T中性子源を用いたベンチマーク実験が必要である。(1)約1m厚の遮蔽体系での透過実験,(2)ダクト及びギャップストリーミング実験,(3)核融合環境での誘導放射能評価実験。超電導電磁石での核発熱は大部分は
線によることから、実験上では線スペクトルや低エネルギー中性子スペクトルの測定が重要である。また、実験解析ではレイーエフェクトを除くため、モンテ・カルロコードの利用が不可欠であるものの、計算時間とメモリー量で問題を残している。設計裕度を最終的に与えるためには、モデル化の容易なベンチマーク実験と複雑形状の実際の装置の遮蔽設計をいかに結びつけるかが次の課題である。
成瀬 雄二; 奥野 健二; 吉田 浩; 小西 哲之; Anderson, J. L.*; Bartlit, J. R.*
Journal of Nuclear Science and Technology, 27(12), p.1081 - 1095, 1990/12
トリチウムプロセス研究棟でのトリチウム技術に関する基礎工学的研究と米国ロスアラモス国立研究所のTSTA施設でのトリチウム精製・循環システムの実証試験とは核融合炉における燃料サイクルを確立する上で相補的関係にある。この観点に立ち、1980年代初めより約10年間に亘って日米協力が実施されている。AnnexIIIではトリチウム燃料・捕集システムのために開発されたコンポーネントのトリチウム実証試験が実施され、その有用性が証明された。また、AnnexIVでは、100g規模のトリチウムを用いてTSTAによるトリチウム精製・循環システムの実証試験が日米共同で実施され、核融合炉燃料サイクルに関するトリチウム技術およびトリチウム安全技術について多くの成果が得られた。本論文では、これらの成果をレビューする。
