AbstractA materials mock-up of the International Thermonuclear Experimental Reactor (ITER) vacuum vessel was irradiated at the Frascati Neutron Generator with DT-neutrons, and, after shut-down, the gamma-ray dose rate inside the mock-up was measured as a function of decay time over a period of 3 weeks with a tissue-equivalent scintillator. The gamma-ray flux spectra were determined at several decay times with an organic scintillation spectrometer. Also the neutron flux spectrum during the irradiation was measured. The experimental results were analysed with ITER computational tools. The Monte Carlo code MCNP was used for the calculation of the neutron transport in the mock-up during the irradiation and for the gamma-ray transport, after shut-down, from the activated material to the position of measurement. Production and decay of the radionuclides were calculated with the inventory code FISPACT. The Fusion Evaluated Nuclear Data Library (FENDL/MC-2.0 and FENDL/A-2.0) was used as data base. The comparison of experimental and calculated results shows validation of these tools within about ±15% for both shut-down dose rate and spectral gamma-ray flux calculations.
国際熱核融合実験炉（ITER）真空容器の材料モックアップを、フラスカティ中性子発生装置においてDT中性子で照射し、停止後、モックアップ内部のガンマ線線量率を、組織等価シンチレータを用いて3週間にわたり減衰時間の関数として測定した。ガンマ線フラックススペクトルは、有機シンチレーション検出器を用いて複数の減衰時間で決定した。また、照射中の中性子フラックススペクトルも測定した。実験結果は、ITER計算ツールを用いて解析した。モンテカルロコードMCNPを用いて、照射中のモックアップ内の中性子輸送と、停止後に活性化材料から測定位置までのガンマ線輸送を計算した。放射性核種の生成と崩壊は、インベントリコードFISPACTを用いて計算した。核データライブラリとしては、FENDL/MC-2.0およびFENDL/A-2.0を使用した。実験結果と計算結果の比較により、停止後線量率およびガンマ線フラックススペクトル計算の両方について、これらのツールが約±15%の精度で検証された。