AbstractThe induced activity, contact dose-rate and decay heat of a number of ferrous alloys have been calculated using the European Activation SYstem EASY for the first wall position in a number of different conceptual reactor designs, namely CCTR, EEF, DEMO, STARFIRE, ITER, and NET. In the first instance all neutron fluxes were normalised to 1 MW m−2 to permit direct investigation of the influence of the different spectra on the predicted activation. The activation levels of ferrous alloys predicted for the various reactor designs at a standardised flux are found to vary by orders of magnitude at cooling times relevant to reactor decommissioning. The ways in which the predicted activation properties of a material scale with the duration of the irradiation, the first wall neutron loading and the corresponding fluence are systematically examined. The activation behaviour of candidate structural materials is governed by a relatively limited number of specific radionuclides and can best be understood by following the production pathways for these nuclides and by examining their dependence on the flux and irradiation time. These pathways can be strongly modified by changes in the irradiation conditions and the amount of a particular radionuclide generated cannot be simply scaled if multiple step reactions are involved in its production. The cases of selected ferrous alloys are considered in some detail; the production pathways for dominant radionuclides are identified and the way in which the pathways evolve as irradiation proceeds is described. The results demonstrate that an appreciation of the main generation routes for radionuclides produced by multiple-stage reaction chains is essential to a proper application of the flux-time scaling relationships in safety and environmental studies.
要約：欧州活性化システムEASYを用いて、第一壁位置における多数の異なる概念炉設計、すなわちCCTR、EEF、DEMO、STARFIRE、ITER、NETについて、数種類の鉄基合金の誘導放射能、接触線量率、および崩壊熱を計算した。最初に、すべての中性子フラックスを1 MW m−2に規格化し、異なるスペクトルが予測される活性化に及ぼす影響を直接調べられるようにした。規格化されたフラックスにおける各種炉設計に対する鉄基合金の活性化レベルは、炉の廃止措置に関連する冷却時間において桁違いに変動することが見出された。材料の予測される活性化特性が、照射期間、第一壁中性子負荷、および対応するフルエンスにどのようにスケーリングするかを系統的に調べた。候補構造材料の活性化挙動は、比較的限られた数の特定の放射性核種によって支配され、これらの核種の生成経路を追跡し、それらのフラックスおよび照射時間への依存性を調べることによって最もよく理解できる。これらの経路は、照射条件の変化によって強く変更され得るため、特定の放射性核種の生成量は、その生成に多段反応連鎖が関与する場合には単純にスケーリングすることはできない。選択された鉄基合金のケースを詳細に検討し、主要な放射性核種の生成経路を特定し、照射の進行に伴う経路の変化を記述した。結果は、多段反応連鎖によって生成される放射性核種の主な生成経路を理解することが、安全および環境研究におけるフラックス-時間スケーリング関係の適切な適用に不可欠であることを示している。