AbstractIn order to examine the shielding performances of the inboard blanket module in the International Thermonuclear Experimental Reactor (ITER), shielding calculations have been carried out using a three-dimensional Monte Carlo method. The impact of radiation streaming through the front access holes and gaps between adjacent blanket modules on the helium gas production in the branch pipe weld locations and back plate have been estimated. The three-dimensional model represents an 18° sector of the overall torus region and includes the vacuum vessel, inboard blanket and back plate, plasma region, and outboard reflecting medium. And it includes the 1 m high inboard mid-plane module and the 20 mm wide gaps between adjacent modules. From the calculated results for the reference design, it has been found that the helium production at the plug of the branch pipe is four to five times higher than the design goal of 1 appm for a neutron fluence of 0.9 MW a m−2 at the inboard mid-plane first wall. Also, it has been found that the helium production at the back plate behind the horizontal gap is about three times higher than the design goal. In the reference design, the stainless steel (SS):H2O composition in the blanket module is 80:20%. Shielding calculations also have been carried out for the SS:H2O composition of 70:30, 60:40, 50:50 and 40:60%. From the evaluated results for their design, it has been found that the dependence of helium production on the SS:H2O composition in the blanket module is small at the branch pipe. Altering the steel–water ratio to reduce the amount of steel and increasing the thickness by >170 mm will reduce helium production to satisfy the design goal and not have a significant impact on weight limitations imposed by remote maintenance handling limitations. Also based on the calculated results, about 200 mm thick shields such as a key structure in the vertical gap are suggested to be installed in the horizontal gap as well to reduce the helium production at the back plate and to satisfy the design goal.
ITERの内側ブランケットモジュールの遮蔽性能を検討するため、三次元モンテカルロ法を用いた遮蔽計算を実施した。フロントアクセスホールおよび隣接ブランケットモジュール間のギャップを通る放射線ストリーミングが、分岐管溶接部および背面板におけるヘリウム生成に及ぼす影響を評価した。三次元モデルは、トーラス全体の18°セクターを表し、真空容器、内側ブランケットおよび背面板、プラズマ領域、外側反射体を含む。また、高さ1mの内側ミッドプレーンモジュールと、隣接モジュール間の幅20mmのギャップも含む。基準設計に関する計算結果から、内側ミッドプレーン第一壁における中性子フルエンス0.9MW・a・m⁻²に対して、分岐管プラグにおけるヘリウム生成量は設計目標値である1appmの4〜5倍に達することが判明した。また、水平ギャップ背後の背面板におけるヘリウム生成量は、設計目標値の約3倍であることが判明した。基準設計では、ブランケットモジュール内のステンレス鋼(SS):H₂O組成比は80:20%である。SS:H₂O組成比を70:30、60:40、50:50、40:60%とした場合の遮蔽計算も実施した。これらの設計に関する評価結果から、分岐管におけるヘリウム生成量のSS:H₂O組成比への依存性は小さいことが判明した。鋼と水の比率を変更して鋼の量を減らし、厚さを170mm超に増加することで、ヘリウム生成量を低減し設計目標を満たすことが可能であり、遠隔操作によるメンテナンス制約によって課される重量制限に大きな影響を与えることはない。また、計算結果に基づき、水平ギャップにも垂直ギャップのキー構造のような約200mm厚の遮蔽体を設置することが、背面板におけるヘリウム生成量を低減し設計目標を満たすために提案される。