AbstractNeutron transport calculations in the zone of the diagnostic ports and of the cryostat of Ignitor show that streaming of neutrons through the port makes the neutron flux on the cryostat behind the diagnostic ports much higher than in those parts of the cryostat shielded by the magnets and c-clamp structures. Neutron-induced activation of cryostat materials (AISI316) in that zone turns out to be so high to prevent their direct handling soon after the beginning of DT operation at maximum power level. Scope of this study is to determine whether an additional shield for the cryostat put in the port zone could reduce activation of this component, down to permit direct handling of it. Different materials for the shield are examined, and its thickness according to the reduced activation goal is determined. It is recommended the adoption of a Borated Polythene additional shield for cryostat behind diagnostic ports, with a 32 cm thickness. This shield would permit to reduce the activation of the AISI316 steel in the cryostat behind diagnostic ports to about 100 μSv/h, with 3 days of cooling, after 1 year of operation at maximum DT power level.
抽象 中性子輸送計算は、診断ポート領域および低温容器の領域において実施された。ポートを通じた中性子のストリーミングにより、診断ポートの背後にある低温容器の領域における中性子束は、マグネットおよび低温容器の他の遮蔽された部分よりもはるかに高くなることが示された。低温容器材料（AISI316鋼）の中性子誘起放射化は、この高い中性子束領域において、最大DT出力レベルで1年間運転した後、3日間の冷却期間を経ても、直接取り扱いには高すぎる値に達する。本研究の範囲は、ポート領域における追加遮蔽の設計と評価である。異なる材料が検討され、その厚さは、低温容器の背後領域における線量率を直接取り扱いレベルまで低減するために最適化された。追加遮蔽としてホウ素添加ポリエチレンが選択され、その厚さは、最大DT出力レベルで1年間運転した後、3日間の冷却期間を経て、低温容器の背後領域におけるAISI316鋼の放射化を約100μSv/hまで低減するために決定された。