As part of the engineering validation and engineering design activities (EVEDA) phase for the international fusion materials irradiation facility IFMIF, major elements of a lithium target facility and the test facility were designed, prototyped and validated. For the lithium target facility, the EVEDA lithium test loop was built at JAEA and used to test the stability (waves and long term) of the lithium flow in the target, work out the startup procedures, and test lithium purification and analysis. It was confirmed by experiments in the Lifus 6 plant at ENEA that lithium corrosion on ferritic martensitic steels is acceptably low. Furthermore, complex remote handling procedures for the remote maintenance of the target in the test cell environment were successfully practiced. For the test facility, two variants of a high flux test module were prototyped and tested in helium loops, demonstrating their good capabilities of maintaining the material specimens at the desired temperature with a low temperature spread. Irradiation tests were performed for heated specimen capsules and irradiation instrumentation in the BR2 reactor at SCK-CEN. The small specimen test technique, essential for obtaining material test results with limited irradiation volume, was advanced by evaluating specimen shape and test technique influences.
国際核融合材料照射施設IFMIFの工学検証・工学設計活動（EVEDA）フェーズの一環として、リチウム標的施設および試験施設の主要要素が設計され、プロトタイプが製作され、検証が行われた。リチウム標的施設については、EVEDAリチウム試験ループがJAEAに建設され、リチウム流の安定性（波および長期安定性）の試験、起動手順の確立、リチウムの精製および分析の試験が実施された。ENEAのLifus 6プラントでの実験により、フェライト系マルテンサイト鋼に対するリチウム腐食が許容可能なほど低いことが確認された。さらに、試験施設については、試験セル環境における遠隔保守手順が複雑であるが、その実証に成功した。試験施設に関しては、高フラックス試験モジュールの2つの変種がプロトタイプ製作され、ヘリウムループで試験が行われ、材料試験片を所望の温度で低い温度ばらつきに維持する優れた能力が実証された。SCK-CENのBR2炉では、加熱された試験片カプセルおよび照射計装装置の照射試験が実施された。限られた照射体積で材料試験結果を得るために不可欠な小型試験片技術は、試験片形状および試験技術の影響を評価することにより高度化された。