[2N06-07] Neutron Transport and Fusion Reaction Measurement

[2N06] Simulations of 14 MeV neutron irradiation for the measurement of spatial neutron distributions to the blanket mock-up

*Yasuyuki Ogino¹, Keisuke Mukai², Juro Yagi², Satoshi Konishi² (1. Graduate School of Energy Science, Kyoto Univ., 2. Institute of Advanced Energy, Kyoto Univ.)

Keywords:Neutronics, Blanket, Tritium breeding ratio, Neutron activation analysis, Imaging plate

原型炉のトリチウム増殖性能の評価では、中性子束・エネルギースペクトルの空間分布を実測し、中性子輸送計算をベンチマークする必要がある。本研究では核融合炉ブランケットを模擬した体系に約14MeVのDT中性子を入射し、体系内に空間配置した金属をイメージングプレート（IP）で放射化分析することを想定した、中性子輸送計算を行った。本検討では、熱中性子領域に高い反応断面積を持った金、インジウムおよびディスプロシウムに加え、閾値反応によって高速中性子の計測に有効とされるニオブを用いた計算を行った。ブランケット模擬体系はベリリウムによる減衰・中性子増倍領域、リチウムによるトリチウム生成領域によって構成し、材料や配置によるエネルギースペクトルの相違、特にTBRに影響の大きい増倍反応の影響を評価した。また、中性子束、放射化箔の(n,gamma)、(n,2n)反応率の計算結果から、IPによって計測するための中性子照射時間およびIPへの転写計測に要する露光時間を明らかにした。