Neutron transport calculations have been performed using fluence ray tracing (FURNACE code) and Monte Carlo particle trajectory sampling methods (MCNP code) in order to determine the neutron fluence and energy distributions at different locations in the JET tokamak. These calculations were used to calibrate the activation measurements used in the determination of the absolute fusion neutron yields from the JET plasma. We present here the neutron activation response coefficients calculated for three different materials. Comparison of the MCNP and FURNACE results helps identify the sources of error in these neutron transport calculations. The accuracy of these calculations was tested by comparing the total 2.5 MeV neutron yields derived from the activation measurements with those obtained with calibrated fission chambers; agreement at the ± 15% level was demonstrated.
中性子輸送計算は、フルエンス・レイトレーシング（FURNACEコード）およびモンテカルロ粒子軌跡サンプリング法（MCNPコード）を用いて実施され、JETトカマク内の異なる位置における中性子フルエンスとエネルギー分布を決定した。これらの計算は、JETプラズマからの絶対核融合中性子収量の決定に用いられる放射化測定の較正に使用された。本稿では、3種類の異なる材料について計算された中性子放射化応答係数を提示する。MCNPとFURNACEの結果の比較は、これらの中性子輸送計算における誤差要因の特定に役立つ。これらの計算の精度は、放射化測定から導出された全2.5MeV中性子収量を、較正済み核分裂チェンバーで得られた値と比較することによって検証され、±15%の範囲での一致が実証された。