AbstractThe present paper describes the analysis of integral experiments on stainless steel (SS) and SS/water shielding assemblies, irradiated with 14-MeV neutrons. The analysis is performed with the Monte Carlo transport code MCNP-4A and using the Fusion Evaluated Nuclear Data Library (FENDL). The ratios of calculated over measured quantities are given and discussed for the validation of the FENDL library in view of its use in the design of the International Thermonuclear Experimental Reactor (ITER). The analysis is also done using the European Fusion File (EFF), versions 1 and 2, for comparison. The results show that these libraries can satisfactorily describe the features of the neutron and gamma radiation attenuation in large SS shields. Some trends are, however, found to underestimate the fast neutron flux (E > ≈ 0.5 MeV) in deep locations, that may lead to a non-correct evaluation of damage parameters for structural components in the reactor design.
本論文は、14-MeV中性子で照射されたステンレス鋼（SS）およびSS/水遮蔽体系に関する積分実験の解析について述べる。解析は、モンテカルロ輸送コードMCNP-4Aと核融合評価核データライブラリFENDLを用いて実施した。計算値と測定値の比を示し、国際熱核融合実験炉（ITER）の設計におけるFENDLライブラリの検証に関して考察する。また、比較のため、欧州核融合ファイル（EFF）バージョン1および2を用いた解析も行う。結果は、これらのライブラリが大型SS遮蔽体における中性子およびガンマ線の減衰特性を十分に再現できることを示す。しかしながら、いくつかの傾向として、深部位置における高速中性子フルエンス（E > ≈ 0.5 MeV）が過小評価されることが見られ、これは炉設計における構造材料の損傷パラメータの評価に誤りをもたらす可能性がある。