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[en] This report presents results of three-dimensional activation and afterheat calculations performed for the self-cooled liquid metal breeder blanket with helium-cooled first wall ('Dual Coolant Blanket Concept'). This concept has been developed for a Demo fusion power reactor at Forschungszentrum Karlsruhe within the European Fusion Technology Program. Coupled neutron transport and activation calculations have been performed in a three-dimensional torus sector model of the Demo reactor equipped with the dual coolant breeder blanket. The Monte Carlo transport code MCNP has been used for the neutronic calculations. Activation analysis were performed with the FISPACT inventory code and activation cross-section data from the European Activation File EAF making use of the neutron spectra provided by the MCNP-calculations. Following this approach, activation characteristics have been determined for all relevant reactor components. It is shown that three-dimensional activation and afterheat calculations can be performed in a convenient way on this basis. The applied methodology is briefly described in the report and comprehensive numerical results are presented to provide a sound data base for subsequent design and safety-related analyses. (orig.)
[de]
Der Bericht dokumentiert Ergebnisse von dreidimensionalen Aktivierungs- und Nachwaermerechnungen, die fuer ein selbstgekuehltes Fluessigmetall-Blanket mit heliumgekuehlter erster Wand ('Dual-Coolant-Blanketkonzept') durchgefuehrt wurden. Das zugrunde gelegte Blanketkonzept wurde am Forschungszentrum Karlsruhe im Rahmen des Europaeischen Fusionstechnologie-Programms fuer einen Fusion-Demonstrationsreaktor entwickelt. Gekoppelte Neutronentransport- und Aktivierungsrechnungen wurden in einem dreidimensionalen Torus-Sektormodell des Demo-Reaktors durchgefuehrt, das mit dem Dual-Coolant-Brutblanket ausgeruestet ist. Das Monte-Carlo-Programm MCNP wurde fuer die neutronenphysikalischen Rechnungen benutzt. Die Aktivierungsanalysen wurden unter Verwendung der von MCNP bereitgestellten Neutronenspektren mit dem Inventarcode FISPACT und Aktivierungswirkungsquerschnitten der europaeischen Aktivierungsdatenbibliothek EAF durchgefuehrt. Nach diesem Verfahren wurden die Aktivierungscharakteristika fuer alle relevanten Reaktorkomponenten bestimmt. Es wird gezeigt, dass dreidimensionale Aktivierungs- und Nachwaermerechnungen auf dieser Grundlage durchgefuehrt werden koennen. Im Bericht wird das angewandte methodologische Verfahren kurz beschrieben. Es werden umfangreiche numerische Resultate praesentiert, um eine tragfaehige Datenbasis fuer nachfolgend durchzufuehrende Konzeptauslegungs- und Sicherheitsuntersuchungen bereitzustellen. (orig.)Source
Jan 1996; 159 p; ISSN 0947-8620; 