Deuterium-tritium fusion reactions produce energy in the form of 14.1 MeV neutrons, and hence fusion reactor components will be exposed to high energy neutron irradiation while also being subjected to thermal, mechanical and magnetic loads. Exposure to neutron irradiation has numerous consequences, including swelling and dimensional changes, comparable in magnitude to the peak transient thermal deformations occurring in plasma-facing components. Irradiation also dynamically alters the various thermo-mechanical properties, relating temperature, stress and swelling in a strongly non-linear way. Experimental data on the effect of neutron exposure spanning the design parameter space are very sparse and this highlights the relevance of computer simulations. In this study we explore the equivalence between the body force/surface traction approach and the eigenstrain formalism for treating anisotropic irradiation-induced swelling. We find that both commercial and massively parallelised open source software for finite element method (FEM) simulations are suitable for assessing the effect of neutron exposure on the mechanically loaded reactor components. We demonstrate how two primary effects of irradiation, radiation swelling and the degradation of thermal conductivity, affect the distributions of stress and temperature in the divertor of the ITER tokamak. Significant uncertainties characterising the magnitude of swelling and models for treating it suggest that on the basis of the presently available data, only an order of magnitude estimate can be given to the stress developing in reactor components most exposed to irradiation during service.
重水素-トリチウム核融合反応は14.1 MeV中性子の形でエネルギーを生成するため、核融合炉の構成機器は熱的、機械的および磁気的負荷を受けながら、高エネルギー中性子照射にさらされることになる。中性子照射への曝露は、プラズマ対向機器に生じる過渡的最大熱変形に匹敵する大きさのスウェリングおよび寸法変化を含む、数多くの結果をもたらす。照射はまた、温度、応力、スウェリングを強く非線形な方法で関連付ける様々な熱機械的特性を動的に変化させる。設計パラメータ空間を網羅する中性子曝露の影響に関する実験データは非常に乏しく、このことがコンピュータシミュレーションの重要性を際立たせている。本研究では、異方性の照射誘起スウェリングを扱うための物体力/表面力アプローチと固有ひずみ定式化の間の等価性を検討する。我々は、有限要素法(FEM)シミュレーションのための商用ソフトウェアと大規模並列化されたオープンソースソフトウェアの両方が、機械的負荷を受ける炉構成機器に対する中性子曝露の影響を評価するのに適していることを見いだした。我々は、照射の二つの主要な効果、すなわち照射スウェリングと熱伝導率の低下が、ITERトカマクのダイバータにおける応力分布と温度分布にどのように影響するかを実証する。スウェリングの大きさを特徴付ける重要な不確実性とそれを扱うモデルは、現時点で利用可能なデータに基づけば、運転中に最も照射にさらされる炉構成機器に発生する応力については、桁の推定しか与えられないことを示唆している。