Inventory calculations have a key role to play in designing future fusion power plants because, for a given irradiation field and material, they can predict the time evolution in chemical composition, activation, decay heat, gamma-dose, gas production, and even damage (dpa) dose. For conceptual designs of the European DEMO fusion reactor such calculations provide information about the neutron shielding requirements, maintenance schedules, and waste disposal prospects; thereby guiding future development.Extensive neutron-transport and inventory calculations have been performed for a reference DEMO reactor model with four different tritium-breeding blanket concepts. The results have been used to chart the post-operation variation in activity and decay heat from different vessel components, demonstrating that the shielding performance of the different blanket concepts—for a given blanket thickness—varies significantly.Detailed analyses of the simulated nuclide inventories for the vacuum vessel (VV) and divertor highlight the most dominant radionuclides, potentially suggesting how changes in material composition could help to reduce activity. Minor impurities in the raw composition of W used in divertor tiles, for example, are shown to produce undesirable long-lived radionuclides.Finally, waste classifications, based on UK regulations, and a recycling potential limit, have been applied to estimate the time-evolution in waste masses for both the entire vessel (including blanket modules, VV, divertor, and some ex-vessel components) and individual components, and also to suggest when a particular component might be suitable for recycling. The results indicate that the large mass of the VV will not be classifiable as low level waste on the 100 year timescale, but the majority of the divertor will be, and that both components will be potentially recyclable within that time.
インベントリ計算は、将来の核融合発電所の設計において重要な役割を担う。なぜなら、所定の照射場と材料に対して、化学組成、放射化、崩壊熱、ガンマ線線量、ガス生成、さらには損傷（dpa）線量の時間発展を予測できるからである。欧州DEMO核融合炉の概念設計において、このような計算は、中性子遮蔽要件、保守スケジュール、および廃棄物処分の見通しに関する情報を提供し、それによって将来の開発を導く。4つの異なるトリチウム増殖ブランケット概念を備えた参照DEMO炉モデルに対して、広範な中性子輸送計算およびインベントリ計算が実施された。その結果は、異なる容器構成要素からの放射能と崩壊熱の運転後変動を図示するために用いられ、所定のブランケット厚さに対する異なるブランケット概念の遮蔽性能が大きく異なることを実証している。真空容器（VV）およびダイバータのシミュレーション済み核種インベントリの詳細な解析は、最も支配的な放射性核種を浮き彫りにし、材料組成の変更がどのように放射能低減に寄与し得るかを示唆している。例えば、ダイバータタイルに使用されるWの原料中の微量不純物が、望ましくない長寿命放射性核種を生成することが示されている。最後に、英国の規制に基づく廃棄物分類とリサイクル可能性の限界値が適用され、容器全体（ブランケットモジュール、VV、ダイバータ、および一部の容器外構成要素を含む）と個別構成要素の両方について、廃棄物質量の時間発展を推定し、さらに特定の構成要素がいつリサイクルに適する可能性があるかを示唆している。結果は、VVの大きな質量は100年規模では低レベル廃棄物に分類できないが、ダイバータの大部分は分類可能であり、両構成要素ともその期間内にリサイクルが潜在的に可能であることを示している。