The conceptual development of the EUropean DEMOnstration fusion reactor (EU-DEMO) envisages a series of modifications aimed at improving the design of the reactor and its plant systems and triggering iterative calculation procedures for an organic development of the project itself. The present work fits into this context, focusing on a critical evaluation of the shielding performances of the tokamak building structures surrounding the primary coolant system for the water-cooled breeding blanket concept. As yardstick to measure the cooling loop shielding features the assessment was based around the water activation product which generally drives the size of the secondary shield walls in water-cooled fusion reactors, namely the 16N isotope, and the numerical analyses were centered onto the 2022 configuration of the Primary Heat Transport System (PHTS) for the Water Cooled Lithium Lead Breeding Blanket (BB) concept. Research activity was articulated in two main phases. A first stage where the following quantities were assessed: (i) production rates of 16N within the BB cooling water and (ii) spatial distribution of 16N across the entire cooling loop. A final phase where photonic calculations were performed to evaluate the spatial distribution of the absorbed dose rate in the neighborhood of the cooling loop. The preparatory phase was necessary to set up the volumetric gamma source in the different regions of the primary circuit. Distribution of 16N within the PHTS was obtained through a dedicated 1-D transport analysis, while particle transport simulations have followed a computational approach based on the Monte Carlo method adopting the Monte Carlo N-Particle code (MCNP5-1.60). Results highlighted some critical issue and shortcomings in the layout of the PHTS as well as in the approach followed to develop the cooling loop shielding. Models, assumptions and analysis results are herein reported and a critical discussion on needed design modifications is presented.
欧州実証核融合炉(EU-DEMO)の概念開発では、炉本体とそのプラント系統の設計を改善し、プロジェクト自体の有機的発展のための反復計算手順を起動することを目的とした一連の変更が想定されている。本研究はこの文脈に位置づけられ、水冷増殖ブランケット概念の一次冷却系を取り囲むトカマク建屋構造物の遮蔽性能の批判的評価に焦点を当てている。冷却ループの遮蔽特性を測定するための基準として、評価は、水冷核融合炉において二次遮蔽壁の寸法を一般的に決定する水の放射化生成物、すなわち16N同位体に基づいて行われ、数値解析は水冷リチウム鉛増殖ブランケット(BB)概念の一次熱輸送システム(PHTS)の2022年構成に集中した。研究活動は主に2つの段階で構成された。第一段階では、以下の量が評価された:(i) BB冷却水中での16Nの生成速度、および(ii)冷却ループ全体にわたる16Nの空間分布。最終段階では、冷却ループ近傍における吸収線量率の空間分布を評価するために光子計算が実行された。準備段階は、一次回路の異なる領域における体積ガンマ線源を設定するために必要であった。PHTS内の16Nの分布は専用の1-D輸送解析により取得され、一方、粒子輸送シミュレーションは、モンテカルロN粒子コード(MCNP5-1.60)を採用したモンテカルロ法に基づく計算手法に従った。結果は、PHTSのレイアウトおよび冷却ループ遮蔽の開発に採用されたアプローチにおけるいくつかの重大な問題と欠点を浮き彫りにした。モデル、仮定、および解析結果をここに報告し、必要な設計変更に関する批判的考察を提示する。