AbstractA plasma based, deuterium and tritium (DT) fueled, volumetric 14 MeV neutron source (VNS) has been considered as a possible facility to support the development of the demonstration fusion power reactor (DEMO). It can be used to test and develop necessary fusion blanket and divertor components and provide sufficient database, particularly on the reliability of nuclear components necessary for DEMO. The VNS device can be complement to ITER by reducing the cost and risk in the development of DEMO. A low cost, scientifically attractive, and technologically feasible volumetric neutron source based on the spherical torus (ST) concept has been conceived. The ST-VNS, which has a major radius of 1.07 m, aspect ratio 1.4, and plasma elongation three, can produce a neutron wall loading from 0.5 to 5 MW m−2 at the outboard test section with a modest fusion power level from 38 to 380 MW. It can be used to test necessary nuclear technologies for fusion power reactor and develop fusion core components include divertor, first wall, and power blanket. Using staged operation leading to high neutron wall loading and optimistic availability, a neutron fluence of more than 30 MW year m−2 is obtainable within 20 years of operation. This will permit the assessments of lifetime and reliability of promising fusion core components in a reactor relevant environment. A full scale demonstration of power reactor fusion core components is also made possible because of the high neutron wall loading capability. Tritium breeding in such a full scale demonstration can be very useful to ensure the self-sufficiency of fuel cycle for a candidate power blanket concept.
プラズマベースの重水素・トリチウム（DT）燃料を用いた体積中性子源（VNS）は、実証核融合発電炉（DEMO）の開発を支援するための可能な施設として検討されてきた。これは、必要な核融合ブランケットおよびダイバータ構成要素の試験・開発に使用でき、特にDEMOに必要な核構成要素の信頼性に関する十分なデータベースを提供することができる。VNS装置は、DEMO開発におけるコストとリスクを低減することで、ITERを補完することができる。球状トーラス（ST）概念に基づく低コストで科学的に魅力的かつ技術的に実現可能な体積中性子源が考案されてきた。ST-VNSは、主半径1.07 m、アスペクト比1.4、プラズマ伸長比3を有し、外部試験セクションにおいて0.5〜5 MW m⁻²の中性子壁負荷を、38〜380 MWの適度な核融合出力レベルで生成することができる。これは、核融合発電炉に必要な核技術の試験に使用でき、ダイバータ、第一壁、ブランケットを含む核融合炉心構成要素の開発が可能である。段階的運転を用いて高中性子壁負荷と楽観的な稼働率を実現することにより、20年間の運転で30 MW年 m⁻²を超える中性子フルエンスが得られる。これにより、炉心関連環境における有望な核融合炉心構成要素の寿命と信頼性の評価が可能となる。実証規模での核融合炉心構成要素の本格的な実証も、高中性子壁負荷能力により可能となる。このような本格的な実証におけるトリチウム増殖は、候補となる動力用ブランケット概念の燃料サイクルの自給自足を確保する上で非常に有用となり得る。