AbstractSilicon carbide (SiC) in the form of ceramic matrix is a low activation structural material proposed for fusion reactors. Its development is pursued in the European Fusion Technology Program. A SiC block (457×457×711 mm3), borrowed from JAERI, was irradiated with 14 MeV neutrons at the FNG facility of ENEA Frascati. Activation reaction rates, neutron fluxes and spectra, as well as nuclear heating were measured in four selected experimental positions inside the block. The experimental analysis was performed using the Monte Carlo transport code MCNP-4C and point-wise cross sections derived from FENDL-2.0, EFF-2.4 and EFF-3.0 evaluated nuclear data files. Deterministic transport calculations were also performed using the discrete ordinates code DORT. The sensitivity and uncertainty analysis were performed as well using the SUSD3D code. Results indicate that calculation based on EFF-3.0 nuclear data file estimates the neutron flux and spectra with a reasonable uncertainty which is still lower than ±30% for all measured quantities.
炭化ケイ素（SiC）は、セラミックマトリックス複合材料の形態で、核融合炉用の低放射化構造材料として提案されている。その開発は欧州核融合技術プログラムにおいて進められている。JAERIから借用したSiCブロック（457×457×711 mm³）に対し、ENEAフラスカティのFNG施設において14 MeV中性子による照射が行われた。ブロック内部の4つの選定位置において、放射化反応率、中性子フラックスおよびスペクトル、ならびに核発熱が測定された。実験解析は、モンテカルロコードMCNP-4Cと、FENDL-2.0、EFF-2.4およびEFF-3.0の評価済み核データファイルから導出した点断面積を用いて実施された。また、決定論的輸送計算も離散座標コードDORTを用いて実施された。感度・不確実性解析もSUSD3Dコードを用いて実施された。結果は、EFF-3.0核データファイルに基づく計算が、全測定量に対して±30%未満の妥当な不確実性で中性子フラックスおよびスペクトルを推定することを示している。