AbstractAn integral bulk shield experiment has been performed at the Frascati Neutron Generator (FNG) with the main objective to validate the ITER shielding system. To this end, a suitable mock-up of the ITER inboard shielding system including first wall, shielding blanket, vacuum vessel and toroidal field coil, had been assembled at ENEA Frascati. Neutron and γ-ray spectra as well as various nuclear responses were measured inside this mock-up when irradiated by 14-MeV neutrons. Measured and calculated data were compared to validate transport codes and nuclear data used in the design of the ITER system. In particular, the measured neutron and γ-spectra, reaction rates and the nuclear heating were compared with the same quantities calculated with the MCNP Monte Carlo code using the Fusion Evaluated Nuclear Data Library (FENDL)-1.0 and the European Fusion File (EFF)-3.0 neutron cross section data. The neutron-induced activation measured in stainless steel was compared with calculations performed with the FISPACT code and using the most recent activation cross section data file FENDL/A-2.0. The paper includes a comparison of calculated over measured quantities (C/E) and a discussion of their relevance to the ITER nuclear design. It is found that, generally, the measured nuclear quantities are predicted by FENDL-1.0 and EFF-3.0 calculations within an uncertainty margin of about ±15% in the shielding blanket and vacuum vessel, and ±30% up to the region of the toroidal field coil.
フラスカティ中性子発生装置（FNG）において、ITER遮蔽システムの検証を主目的とした一体型バルク遮蔽実験が実施された。この目的のため、ENEAフラスカティにて、第一壁、遮蔽ブランケット、真空容器、およびトロイダル磁場コイルを含むITER内側遮蔽システムの適切なモックアップが組み立てられた。このモックアップに14MeV中性子を照射し、内部で中性子およびγ線スペクトル、ならびに種々の核反応応答を測定した。測定値と計算値を比較し、ITERシステム設計に用いられる輸送コードおよび核データの検証を行った。特に、測定された中性子およびγ線スペクトル、反応率、核発熱を、MCNPモンテカルロコードと核融合評価核データライブラリ（FENDL）-1.0および欧州核融合ファイル（EFF）-3.0中性子断面積データを用いた計算値と比較した。また、ステンレス鋼中で測定された中性子誘起放射能は、FISPACTコードと最新の放射能断面積データファイルFENDL/A-2.0を用いた計算と比較された。本論文では、計算値と測定値の比（C/E）の比較、およびITER核設計に対するそれらの関連性についての考察を示す。その結果、一般に、測定された核的諸量は、遮蔽ブランケットおよび真空容器領域では約±15%、トロイダル磁場コイル領域までは約±30%の不確実性範囲内でFENDL-1.0およびEFF-3.0計算によって予測されることが判明した。