In this paper, the scattered and direct neutron fluxes in the line of sight (LOS) of the TOFOR neutron spectrometer at JET are simulated and the simulations compared with measurement results. The Monte Carlo code MCNPX is used in the simulations, with a vessel material composition obtained from the JET drawing office and neutron emission profiles calculated from TRANSP simulations of beam ion density profiles. The MCNPX simulations show that the material composition of the scattering wall has a large effect on the shape of the scattered neutron spectrum. Neutron source profile shapes as well as radial and vertical source displacements in the TOFOR LOS are shown to only marginally affect the scatter, while having a larger impact on the direct neutron flux. A matrix of simulated scatter spectra for mono-energetic source neutrons is created which is folded with an approximation of the source spectrum for each JET pulse studied to obtain a scatter component for use in the data analysis. The scatter components thus obtained are shown to describe the measured data. It is also demonstrated that the scattered flux is approximately constant relative to the total neutron yield as measured with the JET fission chambers, while there is a larger spread in the direct flux, consistent with simulations. The simulated effect on the integrated scattered/direct ratio of an increase with movements outward along the radial direction and a drop at higher values of the vertical plasma position is also reproduced in the measurements. Finally, the quantitative agreement found in scatter/direct ratios between simulations (0.185 ± 0.005) and measurements (0.187 ± 0.050) serves as a solid benchmark of the MCNPX model used.
抄録 本論文では、JET中性子分光計TOFORの視野内における散乱中性子フラックスと直接中性子フラックスをシミュレーションし、その結果を測定値と比較する。シミュレーションにはモンテカルロコードMCNPXを用い、JET図面室から取得した容器材料組成と、TRANSPコードによるビームイオン密度分布のシミュレーションから計算された中性子放出プロファイルを入力とした。MCNPXシミュレーションにより、散乱壁の材料組成が散乱中性子スペクトルの形状に大きな影響を与えることが示された。TOFORの視線に沿った中性子源プロファイルの形状、ならびに径方向および垂直方向の変位は、散乱成分にわずかな影響しか与えない一方、直接フラックスにはより大きな影響を与えることが明らかになった。単色中性子源に対する散乱スペクトルの応答行列を作成し、各JETパルスについて計算された源スペクトルの近似と畳み込むことで、データ解析に用いる散乱成分を求めた。このようにして得られた散乱成分は測定データを良好に記述することが示された。また、散乱フラックスはJET核分裂チェンバーで測定された全中性子収量に対してほぼ一定の割合である一方、直接フラックスの割合はより大きなばらつきを示し、これはシミュレーションと一致する。散乱成分と直接成分の比に対するシミュレーション結果は、径方向外向きの変位に伴う増加と、垂直方向プラズマ位置の上昇に伴う減少を示し、これらは測定においても再現された。最後に、散乱/直接比におけるシミュレーション値（0.185±0.005）と測定値（0.187±0.050）の定量的な一致は、使用したMCNPXモデルの堅牢な検証となる。