Fusion reactor research activities on neutronic field in UTBLT are reviewed over the last ten years. Experimental research works using a 14 MeV neutron source have been carried out in order to obtain good benchmark data for verification of the fusion reactor nuclear designs. The blanket materials of these benchmark neutronic experiments are the lithium fluoride in slab geometry, pure lithium/lithium-lead in combined spheres, the depleted uranium pile and so on. Radiation shielding benchmark experiments have also been carried out, especially on 14 MeV neutron streaming effects through slits/ducts in concrete shields and leakage spectra from iron/nickel spheres. On the current calculational methods being applied to fusion reactor blanket/shielding designs, their present accuracy and problems are discussed through comparing with these experimental benchmark data.
UTBLTにおける過去10年間の核融合炉中性子工学研究活動について概説する。核融合炉設計の検証のための良好なベンチマークデータを得ることを目的として、14MeV中性子源を用いた実験研究が実施されてきた。これらのベンチマーク実験におけるブランケット材料は、スラブ形状のフッ化リチウム、複合球体系の純リチウム/リチウム鉛、劣化ウラン積層体系などである。また、放射線遮蔽ベンチマーク実験も実施されており、特にコンクリート遮蔽体中のスリット/ダクトを通る14MeV中性子ストリーミング効果や、鉄/ニッケル球体系からの漏洩スペクトルに関する研究が行われている。核融合炉ブランケット/遮蔽設計に適用されている現在の計算手法について、その精度と問題点をこれらの実験ベンチマークデータとの比較を通じて考察する。