International Fusion Materials Irradiation Facility-DEMO Oriented NEutron Source (IFMIF-DONES) is an installation aimed to irradiate with a high neutron flux materials relevant for the construction of the DEMOnstration fusion power plant (DEMO), in order to study the damage due to irradiation. Neutrons are generated using a 40 MeV and 125 mA deuteron beam impinging on a thick liquid lithium target. With these characteristics, damage due to irradiation comparable to that in the first wall of a fusion power reactor is achieved. In this paper we investigate the differences in the neutronic calculations of the IFMIF-DONES design when using different nuclear data libraries. We first studied the differences in neutron production due to Li(d, xn) reactions between different models and evaluations, comparing the different results with experimental data. Additionally, we tested the performance of the MCNP6.2 and Geant4 Monte Carlo codes when using deuteron incident data libraries. Then, we performed neutronic calculations of the IFMIF-DONES design using the most reliable Li(d, xn) neutron production models available, which are the FZK-2005 and JENDL/DEU-2020 evaluations according to the results obtained in the first part of the study. Thus, the differences in these evaluations are propagated to different neutronic calculation results: neutron flux, primary displacement damage, gas production, and heating in the materials to be irradiated. Finally, we also carried out these same neutronic calculations while using different nuclear data libraries for the neutron transport.
国際核融合材料照射施設- DEMO指向中性子源（IFMIF-DONES）は、DEMO核融合発電実証炉（DEMO）の建設に関連する材料を高フラックス中性子で照射し、照射による損傷を研究することを目的とした施設である。中性子は、40 MeV、125 mAの重陽子ビームを厚い液体リチウムターゲットに照射することによって生成される。これらの特性により、核融合発電炉の第一壁におけるものに相当する照射損傷が達成される。本論文では、異なる核データライブラリを使用した場合のIFMIF-DONES設計における中性子計算の差異を調査する。まず、異なるモデルと評価間におけるLi(d, xn)反応による中性子生成の差異を研究し、その結果を実験データと比較した。さらに、重陽子入射データライブラリを使用した場合のMCNP6.2およびGeant4モンテカルロコードの性能を試験した。次に、研究の第一部で得られた結果に従って最も信頼性の高いLi(d, xn)中性子生成モデルであるFZK-2005およびJENDL/DEU-2020評価を使用して、IFMIF-DONES設計の中性子計算を実施した。このようにして、これらの評価における差異は、異なる中性子計算結果、すなわち中性子フラックス、一次変位損傷、ガス生成、および照射対象材料における発熱へと伝播する。最後に、中性子輸送に異なる核データライブラリを使用しながら、これらと同じ中性子計算も実施した。