AbstractRadiation transport calculations have been carried out to aid in the design of the reference shielding and breeding blankets proposed for the International Thermonuclear Experimental Reactor (ITER). The results of analyses suggest that both blanket assemblies in combination with the surrounding vacuum vessel provide adequate shielding for the toroidal field coils and reduce the heating and damage to levels commensurate with design guidelines. The induced activation levels and decay heat generation in the breeding blanket—vacuum vessel may qualify the assemblies for disposal as Class C low level waste based on US regulations. The nuclear performance of the shielding around neutral beam injection ducts and in the vicinity of the divertor vacuum pumping ports was also investigated. Preliminary results suggest that the proposed neutral beam injection and divertor port shielding is satisfactory in both cases.
放射線輸送計算は、国際熱核融合実験炉（ITER）のために提案された参照遮蔽ブランケットおよび増殖ブランケットの設計を支援する目的で実施された。解析結果は、両ブランケットアセンブリが周囲の真空容器と組み合わせることで、トロイダル磁場コイルに対して十分な遮蔽を提供し、加熱および損傷を設計ガイドラインに適合するレベルまで低減することを示唆している。増殖ブランケット—真空容器における誘導放射化レベルおよび崩壊熱の発生は、米国規制に基づくクラスC低レベル廃棄物としての処分資格を満たす可能性がある。中性粒子入射ダクト周辺の遮蔽およびダイバータ真空排気ポート近傍の核特性についても予備調査が実施された。予備結果は、提案された中性粒子入射およびダイバータポート遮蔽が両方とも満足のいくものであることを示唆している。