AbstractThe International Fusion Material Irradiation Facility (IFMIF) is proposed as an intense neutron source to test fusion reactor materials under relevant irradiation conditions. It should provide a proper neutron spectrum with sufficiently high damage production rates to allow also accelerated tests within an appropriate volume. The primary goal of the present study was to select on the basis of neutron transport calculations a suitable design of the IFMIF medium flux test module (MFTM) for a proper irradiation response of ceramic breeder materials. On the basis of systematic screening studies of different material combinations and test module shapes, MCNP4c Monte Carlo calculations have shown that the IFMIF neutron spectrum could be largely adjusted to DEMO reactor conditions by combining tungsten plates serving as spectral shifter and carbon jackets of the test modules acting as neutron reflector. In addition, displacement damage code calculations confirmed that IFMIF provides over the entire energy range DEMO reactor specific primary knocked on atom (PKA) spectra, which governs the damage morphology and, hence, mechanical properties of many irradiated materials. For Li4SiO4 enriched with 6Li, neutron spectra, gas production and damage rates are presented and compared with those of a helium cooled pebble bed blanket of a fusion DEMO reactor.
国際核融合材料照射施設（IFMIF）は、関連する照射条件下で核融合炉材料を試験するための強力な中性子源として提案されている。それは、適切な体積内での加速試験も可能にする十分に高い損傷生成率を備えた適切な中性子スペクトルを提供すべきである。本研究の主な目的は、セラミック増殖材の適切な照射応答のためのIFMIF中フラックス試験モジュール（MFTM）の適切な設計を、中性子輸送計算に基づいて選定することであった。異なる材料組み合わせと試験モジュール形状の系統的なスクリーニング研究に基づき、MCNP4cモンテカルロ計算により、IFMIF中性子スペクトルは、スペクトルシフタとして機能するタングステン板と中性子反射体として作用する試験モジュールの炭素ジャケットを組み合わせることにより、DEMO炉条件に大幅に調整可能であることが示された。さらに、変位損傷コード計算により、IFMIFが全エネルギー範囲にわたってDEMO炉特有の一次 knock-on 原子（PKA）スペクトルを提供することが確認された。これは、多くの照射材料の損傷形態、ひいては機械的特性を支配するものである。6Liで濃縮されたLi4SiO4について、中性子スペクトル、ガス生成および損傷率が提示され、核融合DEMO炉のヘリウム冷却ペブルベッド増殖ブランケットのものと比較される。