The neutron and gamma ray fluxes within the shielded high-temperature superconducting central columns of proposed spherical tokamak power plants have been studied using the MCNP Monte-Carlo code. The spatial, energy and angular variations of the fluxes over the shield and superconducting core are computed and used to specify experimental studies relevant to radiation damage and activation. The mean neutron and gamma fluxes, averaged over energy and angle, are shown to decay exponentially through the shield and then to remain roughly constant in the core region. The mean energy of neutrons is shown to decay more slowly than the neutron flux through the shield while the gamma energy is almost constant around 2 MeV. The differential neutron and gamma fluxes as a function of energy are examined. The neutron spectrum shows a fusion peak around 1 MeV changing at lower energies into an epithermal E−0.85 variation and at thermal energies to a Maxwellian distribution. The neutron and gamma energy spectra are defined for the outer surface of the superconducting core, relevant to damage studies. The inclusion of tungsten boride in the shield is shown to reduce energy deposition. A series of plasma scenarios with varying plasma major radii between 0.6 and 2.5 m was considered. Neutron and gamma fluxes are shown to decay exponentially with plasma radius, except at low shield thickness. Using the currently known experimental fluence limitations for high temperature superconductors, the continuous running time before the fluence limit is reached has been calculated to be days at 1.4 m major radius increasing to years at 2.2 m. This work helps validate the concept of the spherical tokamak route to fusion power by demonstrating that the neutron shielding required for long lifetime fusion power generation can be accommodated in a compact device.
MCNPモンテカルロコードを用いて、提案された球状トカマク発電炉の遮蔽された高温超伝導中心柱内の中性子束およびガンマ線束を研究した。遮蔽体および超伝導中心部にわたるフラックスの空間的、エネルギー的、角度変動を計算し、放射線損傷および放射化に関連する実験的研究を特定するために使用した。エネルギーおよび角度で平均化された平均中性子束およびガンマ線束は、遮蔽体を通って指数関数的に減衰し、その後中心部領域ではほぼ一定に保たれることが示された。平均中性子エネルギーは、遮蔽体を通る中性子束よりもゆっくりと減衰することが示され、一方ガンマ線エネルギーは約2MeVではほぼ一定である。エネルギーの関数としての微分中性子束およびガンマ線束を調べた。中性子スペクトルは、約1MeVで核融合ピークを示し、より低いエネルギーでは熱外E−0.85変動に変化し、熱エネルギーではマクスウェル分布に変化する。超伝導中心部の外面に対する中性子およびガンマ線のエネルギースペクトルを定義し、損傷研究に関連付けた。遮蔽体へのタングステンホウ化物の含有は、エネルギー沈着を低減することが示された。主半径が0.6〜2.5mの範囲で変化する複数のプラズマシナリオを検討した。中性子束およびガンマ線束は、低い遮蔽厚を除いて、プラズマ半径とともに指数関数的に減衰することが示された。現在知られている高温超伝導体のフルエンス限界を用いて、フルエンス限界に達するまでの連続運転時間は、主半径1.4mでは数日、2.2mでは数年に増加すると計算された。この研究は、コンパクトな装置で長寿命核融合発電に必要な中性子遮蔽が実現可能であることを実証することにより、球状トカマクによる核融合発電の経路の検証に貢献する。