AbstractThe gas dynamic trap (GDT) mirror machine has been proposed by the Budker Institute of nuclear physics, Novosibirsk, as a volumetric neutron source for fusion material test irradiations. On the basis of the GDT plasma confinement concept, 14 MeV neutrons are generated at high production rates in the two end sections of the axially symmetrical central mirror cell, serving as suitable irradiation test regions. In this paper, we present an assessment of the GDT as intense neutron source for fusion material test irradiations. This includes comparisons to irradiation conditions in fusion reactor systems (ITER, Demo) and the International Fusion Material Irradiation Facility (IFMIF), as well as a conceptual design for a helium-cooled tubular test assembly elaborated for the largest of the two test zones taking proper account of neutronics, thermal-hydraulic and mechanical aspects. This tubular test assembly incorporates ten rigs of about 200 cm length used for inserting instrumented test capsules with miniaturized specimens taking advantage of the ‘small specimen test technology’. The proposed design allows individual temperatures in each of the rigs, and active heating systems inside the capsules ensures specimen temperature stability even during beam-off periods. The major concern is about the maximum achievable dpa accumulation of less than 15 dpa per full power year on the basis of the present design parameters of the GDT neutron source. A design upgrading is proposed to allow for higher neutron wall loadings in the material test regions.
ガス動的トラップ（GDT）ミラーマシンは、核融合材料照射試験用の体積中性子源として、ノボシビルスクのバドカー核物理学研究所によって提案されている。GDTプラズマ閉じ込め概念に基づき、14 MeVの中性子が軸対称中央ミラーセルの両端部において高い生成率で発生し、適切な照射試験領域として機能する。本論文では、核融合材料照射試験用の強力中性子源としてのGDTの評価を提示する。これには、核融合炉システム（ITERおよびDemo）ならびに国際核融合材料照射施設（IFMIF）における照射条件との比較、さらに、中性子工学、熱流動工学、および力学の各側面を適切に考慮した上で、2つの試験ゾーンのうち大きい方のために設計されたヘリウム冷却管状試験アセンブリの概念設計が含まれる。この管状試験アセンブリには、小型化試験片技術を活用した計装済み試験カプセルを挿入するための約200 cmの長さの10本のリグが組み込まれている。提案された設計により、各リグにおいて個別の温度設定が可能であり、カプセル内部の能動加熱システムにより、ビーム停止期間中も試験片の温度安定性が確保される。主な課題は、GDT中性子源の現行設計パラメータに基づく年間15 dpa未満の最大達成可能な損傷量である。材料試験領域におけるより高い中性子壁負荷を可能にするための設計改良が提案されている。