Nuclear analyses of some key aspects of the ITER design with Monte Carlo codes

飯田 浩正; Petrizzi, L.*; Khripunov, V.*; Federici, G.*; Polunovskiy, E.*

Fusion Engineering and Design, 75(1-4), p.133 - 139, 2005/11

ITER装置の設計は2001年に報告され、最善のコードと核データを用いた核解析が行われた。建設段階が近づくに伴い、装置の主要な機器設計の最適化/固定化とともに、設計の部分的変更が行われた。この設計変更により、確認のための核解析が必要である。設計変更のうちの幾つかは、核特性上クリテイカルな部分を緩和するために提案されているものである。本論文はブランケットや真空容器の設計変更に伴いTFコイルの装置中心側直線部の核特性がいかに緩和されるかに重点を置き、最近の核特性解析の結果について述べるものである。

Investigation on prediction capability of nuclear design parameters for gap configulation in ITER through analysis of the FNS gap streaming experiment

前川 藤夫; 今野 力; 和田 政行*; 春日井 好己; 大山 幸夫; 宇野 喜智; 前川 洋; 池田 裕二郎

Journal of Nuclear Science and Technology, 37(Suppl.1), p.263 - 267, 2000/03

https://doi.org/10.1080/00223131.2000.10874887

国際熱核融合実験炉(ITER)の工学設計活動のR&Dタスク「中性子工学遮蔽実験(T-218)」として、原研FNSで行われたITERのためのギャップストリーミング実験の解析を行った。実験体系を詳細にモデル化し、3次元モンテカルロ輸送計算コードMCNP-4AとFENDL/E-1.0及びJENDL Fusion Fileに基づく断面積ライブラリを用いて計算を行った結果、すべての計算値はおおむね30%以内で実験値と一致した。このため、詳細なモデル化を行えば、現在ITERの設計で使われているこれらのコードや核データベースにより、ITERのブランケットモジュール間にできる約2cm幅のギャップによる中性子や線のストリーミング現象を適切に取り扱い、ブランケットモジュール脚部の再溶接箇所のヘリウム生成率や真空容器背後のトロイダル磁場コイルに対する核応答を精度良く評価できることが実証された。

Streaming analysis of gap between blanket modules for fusion experimental reactor

佐藤 聡; 高津 英幸; 関 泰; 内海 稔尚*

J. Fusion Eng. Des., 30(3), p.1129 - 1133, 1996/12

ITERブランケットモジュール間の幅20mmのギャップを透過する放射線を考慮した、ブランケットや真空容器のヘリウム生成率、トロイダルコイル(TFC)の核的応答(絶縁材の吸収線量等)を、2次元S放射線輸送解析コードDOT3.5及び3次元モンテカルロコードMCNP4.2を用いて評価した。その結果、TFCの核的応答は、設計目標値を充分下回った。真空容器表面(プラズマ側)のヘリウム生成率は、ギャップの中心線上においては、設計目標値の1appmを約2倍上回った。但し、中心線上から40mm以上離れた位置でのヘリウム生成率は、目標値を下回ることが判った。モジュール間のギャップの幅を変えた場合に関しても、同様の解析を行った。その結果、ギャップ幅が50mmの場合には、中心線上から、約130mm以上離れていれば、真空容器のヘリウム生成率は、目標値を下回った。

ITERダイバータ配管周囲のギャップストリーミング解析

佐藤 聡; 真木 紘一*; 関 泰; 高津 英幸; 森 清治*; 黒田 敏公*; S.Zimin*

JAERI-M 93-093, 29 Pages, 1993/03

JAERI-M-93-093.pdf:0.86MB

核融合実験炉の設計においては、配管等の周囲に10~20mmのギャップが設置される。この様なギャップは放射線ストリーミングの要因となるため、ステップを設ける等の対策がとられる。本報告は、国際熱核融合実験炉(ITER)のダイバータ冷却配管周辺の円環状のギャップを対象に、ストレートなギャップの場合とステップ構造を有するギャップの場合の中性子のストリーミング及び炉停止後の誘導放射能を比較、検討したものである。また、ステップ位置、ギャップ幅及びオフセット比(ステップ幅とギャップ幅の比)を変えた場合のストリーミング解析をし、最適なステップ構造を検討した。この結果最適なステップ位置は、遮蔽体の中間より多少上側の位置であり、ステップのオフセット比をギャップ幅の2倍程度採れば、ストリーミング低域に有効である事が判った。

Experimental study on neutron streaming through steel-walled annular ducts in reactor shields

三浦 俊正*; 笹本 宣雄

Nuclear Science and Engineering, 83, p.333 - 349, 1983/00

https://doi.org/10.13182/NSE83-A17567

中性子ストリーミング計算を評価するための実験データーを得ることを目的としてJRR-4において鋼壁円環ダクト内の中性子束分布の測定が行われた。実験体系としては主冷却管周辺部、一体型舶用炉の主循環ポンプの周辺部、90°屈曲ダクトをそれぞれ模擬した体系および空隙巾並びに原子炉に対するダクトの設置位置をパラメーターとした6つの体系がとられた。これらの体系に対し放射化法によって反応率と中性子束が30%の精度で絶対値で求まっている。また実験データーに基づいて原子炉遮蔽体を貫通する鋼壁円環ダクトの軸方向中性子束分布を表わす経験式が得られた。これは直視面積Slの平方根を軸方向の単位距離とする簡単な距離の関数で表現されている。式の精度は原子炉に対するダクトの設置位置、中性子エネルギー、鋼壁の厚さおよびダクト周辺物質を考慮に入れて調べられた。式の精度は一般に3√Slから30√Slの範囲で30%以内である。