In this report the calculation accuracy requirements of the main parameters of the fusion neutron source, and the thermonuclear blankets with a DT fusion power of more than 10 MW, are formulated. To conduct the benchmark experiments the technical documentation and calculation models were developed for two blanket micro-models: the molten salt and the heavy water solid-state blankets. The calculations of the neutron spectra, and 37 dosimetric reaction rates that are widely used for the registration of thermal, resonance and threshold (0.25–13.45 MeV) neutrons, were performed for each blanket micro-model. The MCNP code and the neutron data library ENDF/B-VII were used for the calculations. All the calculations were performed for two kinds of neutron source: source I is the fusion source, source II is the source of neutrons generated by the 7Li target irradiated by protons with energy 24.6 MeV. The spectral indexes ratios were calculated to describe the spectrum variations from different neutron sources. The obtained results demonstrate the advantage of using the fusion neutron source in future experiments.
本報告書では、DT核融合出力が10 MW超の核融合中性子源および熱核ブランケットの主要パラメータの計算精度要件が定式化されている。ベンチマーク実験を実施するために、2つのブランケットマイクロモデル、すなわち溶融塩ブランケットと重水固体ブランケットについて、技術文書と計算モデルが開発された。各ブランケットマイクロモデルについて、中性子スペクトルと、熱中性子、共鳴中性子、閾値中性子（0.25–13.45 MeV）の検出に広く使用されている37の線量測定反応率の計算が実施された。計算にはMCNPコードと中性子データライブラリENDF/B-VIIが使用された。すべての計算は2種類の中性子源に対して実施された：源Iは核融合源であり、源IIはエネルギー24.6 MeVの陽子で照射された7Liターゲットによって生成される中性子源である。異なる中性子源によるスペクトル変動を記述するために、スペクトル指標比が計算された。得られた結果は、将来の実験における核融合中性子源の使用の利点を示している。