As the primary coolant, water is used in most current fission reactors and is also a promising coolant for future fusion devices. During normal operation, the fusion device produces plasma discharges. The primary cooling water circulates through in-vessel cooling channels and thus passes through regions of high neutron flux () produced by D–T fusion. During this process, cooling water can be activated and produce radioactive nuclides that emit gamma rays and neutrons (neutron energy range 0.4–1.7 MeV). Predicting the dose-rate field—the spatial and temporal distribution of radiation dose rates () produced by activated nuclides in the flowing coolant—requires coupling computational fluid dynamics (CFD) with radiation-transport and activation calculations. To validate these coupled CFD + radiation-transport + activation models and to investigate how production, transport and decay of activation products together create the observed dose-rate field, the KATANA water-activation loop at the Jožef Stefan Institute Training, Research, Isotope production, General Atomics Mark II reactor was commissioned. This paper examines the newly established KATANA water-activation loop and evaluates the feasibility of using the neutron activation method for neutron measurements at the facility. The studies show that this method can be successfully applied to detect and quantify neutrons originating from decay. Furthermore, the measurements demonstrate that this technique is capable of characterising the neutron emission rate at the KATANA water-activation loop. Finally, the paper proposes a method for estimating the neutron fluence at selected sample positions. The results encourage further use of the neutron activation method to investigate neutrons emitted by activated water. Future experiments could determine the neutron fluence-rate profile, thereby validating fluid-activation codes for ITER, DEMO and other fusion devices. This would also contribute to reducing the uncertainty of the reaction cross-section.
水は、現在のほとんどの核分裂炉で一次冷却材として使用されており、将来の核融合装置にとっても有望な冷却材である。通常運転中、核融合装置はプラズマ放電を生成する。一次冷却水は容器内冷却チャネルを循環し、したがってD–T核融合によって生成される高中性子束（）の領域を通過する。この過程で、冷却水は放射化され、ガンマ線と中性子（中性子エネルギー範囲0.4–1.7 MeV）を放出する放射性核種を生成し得る。線量率場、すなわち流れる冷却水中の放射化核種によって生成される放射線量率（）の空間的および時間的分布を予測するには、数値流体力学（CFD）と放射線輸送および放射化計算の連成が必要である。これらのCFD + 放射線輸送 + 放射化連成モデルを検証し、放射化生成物の生成、輸送、崩壊がどのように協働して観測される線量率場を形成するかを調査するために、Jožef Stefan Institute Training, Research, Isotope production, General Atomics Mark II reactorのKATANA水放射化ループが稼働された。本論文では、新たに設置されたKATANA水放射化ループを調査し、当該施設における中性子測定への中性子放射化法の適用可能性を評価する。研究により、この手法が 崩壊に由来する中性子の検出および定量に成功裏に適用できることが示される。さらに、測定により、この手法がKATANA水放射化ループにおける中性子放出率の特性評価が可能であることが実証される。最後に、本論文は、選択された試料位置における中性子フルエンスを推定する方法を提案する。これらの結果は、放射化された水から放出される中性子を調査するための中性子放射化法のさらなる使用を促すものである。将来の実験は、中性子フルエンス率プロファイルを決定し、それによって 反応断面積の不確かさの低減に貢献する可能性がある。