The accurate assessment of tritium breeding parameters within fusion blankets is crucial for future magnet-confined fusion machines to realize fuel self-sufficiency. Such an assessment can be conducted using the simulation approach with nuclear data of high-fidelity and, most importantly, validated against experimental data. In this paper, we report neutronics experiment studies carried out on a mock-up of the water-cooled ceramic breeder blanket of the China fusion engineering test reactor (CFETR), irradiated at a deuterium–tritium (D–T) neutron source. The mock-up's nuclear responses to 14 MeV neutrons, including tritium production rates (TPR) and neutron-induced reaction rates, are simulated and validated by experimental results. Redundant measurement techniques are used, including Li2TiO3 pellets for offline TPR measurements and the developed lithium glass detector with a significantly reduced size for online TPR measurements. The validation of the TPR value is complemented by the experimental evaluation of the neutron-induced reaction rates for Au and Zr foils. All experimental results are analyzed using the MCNP-4C code and FENDL-3.0 nuclear data library. The source term for the Monte Carlo simulation is built using a newly-developed method based upon the modeling of the depth profiling of tritium in the tritiated target. The experiments are in good agreement with the simulations; ratios of the calculation to experimental results (C/E) on TPR are found to be 0.97–1.08. The influence of the first wall tungsten armor on the mock-up nuclear responses is also studied.
核融合ブランケット内のトリチウム増殖パラメータの正確な評価は、将来の磁気閉じ込め核融合炉における燃料自給自足を実現するために極めて重要である。このような評価は、高忠実度の核データを用いたシミュレーション手法によって実施可能であり、最も重要な点として、実験データとの検証が必要である。本論文では、重水素-トリチウム（D-T）中性子源で照射された中国核融合工学試験炉（CFETR）の水冷却セラミック増殖ブランケットのモックアップに関する中性子工学実験研究を報告する。モックアップの14 MeV中性子に対する応答（トリチウム生成率（TPR）および中性子誘起反応率を含む）をシミュレーションし、実験結果と検証した。測定には冗長的な手法を用いており、オフラインでのTPR測定にはLi2TiO3ペレットを、オンラインでのTPR測定には大幅に小型化した開発済みリチウムガラス検出器を採用した。TPR値の検証は、AuおよびZrフォイルの中性子誘起反応率の実験的評価によって補完されている。すべての実験結果は、MCNP-4CコードおよびFENDL-3.0核データライブラリを用いて解析された。モンテカルロシミュレーションの線源項は、トリチウム化ターゲット中のトリチウム深さ分布のモデリングに基づく新規開発手法によって構築された。実験結果はシミュレーション結果と良好な一致を示し、TPRに関する計算値と実験値の比（C/E）は0.97〜1.08の範囲であることが確認された。さらに、第一壁タングステン装甲がモックアップの中性子応答に及ぼす影響についても検討した。