The FISPACT-II code is used to compute the levels of activation and transmutation of tungsten borides for shielding the central high temperature superconductor core of a spherical tokamak fusion power plant during operations at 200 MW fusion power for 30 years and after shutting down for 10 years. The materials considered were W2B, WB, W2B5 and WB4 along with a sintered borocarbide B0.329C0.074Cr0.024Fe0.274W0.299, monolithic W and WC. Calculations were made within shields composed of each material, for five reactor major radii from 1400 to 2200 mm, and for six 10B isotope concentrations and at five positions across the shield. The isotopic production and decay in each shield is detailed. The activation of boride materials is lower than for either W or WC and is lowest of all for W2B5. While isotopes from tungsten largely decay within 3 years of shut-down, those from boron have a much longer decay life. An acceptable 70% of the absorbing 10B isotope will remain after 30 years of operations behind the first wall for a 1400 mm radius tokamak. Gaseous production is problematic in boride shields, where 4He in particular is produced in quantities 3 orders of magnitude higher than in W or WC shields. The FISPACT-II displacements per atom (dpa) tend to increase with boron content, although they decrease with increased 10B isotopic content. The dpa ranges of boride shields tend to lie between those of W and WC. Overall, the results confirm that the favourable fusion reaction shielding properties of W2B5 are not seriously challenged by its irradiation and transmutation properties, although helium gas production could be a challenge to its thermal and mechanical properties.
FISPACT-IIコードを用いて、球状トカマク核融合発電炉の中心高温超伝導コアを遮蔽するためのタングステン硼化物の放射化と核変換のレベルを、200 MWの核融合出力で30年間の運転中および10年間の運転停止後にわたって計算した。対象とした材料は、W₂B、WB、W₂B₅、WB₄に加え、焼結ホウ化炭化物B₀.₃₂₉C₀.₀₇₄Cr₀.₀₂₄Fe₀.₂₇₄W₀.₂₉₉、モノリシックWおよびWCである。計算は、各材料からなる遮蔽体内部について、5つの炉主半径（1400〜2200 mm）と6つの¹⁰B同位体濃度に対して実施し、遮蔽体の5つの位置における各同位体の生成と崩壊を詳細に評価した。硼化物材料の放射化はWやWCよりも低く、W₂B₅が最も低い値を示した。タングステン由来の同位体は運転停止後3年以内に大部分が崩壊する一方、ホウ素由来の同位体ははるかに長い崩壊寿命を有する。1400 mm半径のトカマクでは、運転開始から30年後においても、第一壁背後で吸収性の¹⁰B同位体の70%が残存することが許容される。硼化物遮蔽体ではガス生成が問題となり、特に⁴Heの生成量はWやWC遮蔽体よりも3桁高い値となった。FISPACT-IIによる変位当たりの原子数（dpa）はホウ素含有量の増加に伴って増加する傾向にあるが、¹⁰B同位体濃度の増加に伴って減少する。硼化物遮蔽体のdpa範囲はWとWCの中間に位置する。全体として、W₂B₅の優れた核融合反応遮蔽特性は、その放射化および核変換特性によって深刻な影響を受けることはないものの、ヘリウムガス生成がその熱的・機械的特性に対して課題となる可能性がある。