AbstractA neutronics mock-up of the ITER inboard shielding system including first wall, shield-blanket, vacuum vessel and magnetic field coils, was investigated in order to validate calculational tools used for the ITER design and to verify the nuclear performance of the shield by measuring neutron and photon flux spectra at two positions inside the bulk assembly. The measured spectra are compared with results from calculations using the Monte Carlo code MCNP-4A and the data library FENDL-1. Integral values such as neutron-induced reaction rates and gamma-heating are calculated on the basis of the experimentally obtained flux spectra, and are compared with independent measurements of these data. Helium and hydrogen production rates, as well as the radiation damage rate, are determined again by using the measured flux spectra.
ITERインボード遮蔽体の中性子工学モックアップ（第一壁、遮蔽ブランケット、真空容器、および磁場コイルを含む）を、ITER設計に使用される計算ツールの検証と、バルクアセンブリ内部の2箇所における中性子フラックススペクトルおよびガンマ線フラックススペクトルの測定による遮蔽性能の核的検証を目的として調査した。測定スペクトルは、モンテカルロコードMCNP-4AおよびデータライブラリFENDL-1を用いた計算結果と比較した。中性子誘起反応率やガンマ線発熱量などの積分値は、実験的に得られたフラックススペクトルに基づいて計算し、独立した測定値と比較した。ヘリウム生成率および水素生成率、ならびに放射線損傷率も、測定されたフラックススペクトルを用いて再度決定した。