AbstractThe cylindrical plasma in the central cell of the mirror based fusion engineering test facility FEF is used as the 14 MeV neutron source for the fusion engineering tests. The tests are mainly irradiation tests to investigate the behavior of first wall materials and blanket components irradiated by 14 MeV neutrons.The irradiation tests which are assumed to be conducted in the FEF are as follows: (1) material irradiation tests, (2) tritium breeding tests, (3) blanket engineering tests, (4) integrated test under fusion reactor conditions. The following tests are also considered for utilization of the neutron source, (a) fissile fuel production test, (b) isotope production test, (c) nuclear waste annihilation test.The spatial distributions of the intensity of the neutron flux and its energy spectra and that of the gamma ray flux in the test section of FEF have been calculated by using the ANISN code. These calculations were needed to investigate the dependence of the neutron spectrum on the coolant materials of the first wall and the type of reflector. It was found that lead was an optimum choice for the reflector and that the total fluxes of the neutrons at the capsule and loop regions were 6.3 × 1014 n/cm2s and 5.4×1014 n/cm2s respectively. The flux in the capsule region could be as high as 1 × 1015 n/cm2s in the specially designed test section. The energy spectrum found was close to that of a commercial fusion reactor.
ミラー型核融合試験施設FEFの中心セル内の円柱状プラズマは、核融合工学試験のための14MeV中性子源として使用される。試験は主に、14MeV中性子を照射された第一壁材料およびブランケット構成材料の挙動を調査するための照射試験である。FEFにおいて実施されると想定される照射試験は以下の通りである：(1)材料照射試験、(2)トリチウム増殖試験、(3)ブランケット工学試験、(4)核融合炉条件での統合試験。また、中性子源の利用が検討されている以下の試験もある：(a)核分裂性燃料生産試験、(b)同位体生産試験、(c)核廃棄物消滅処理試験。ANISNコードを用いて、FEFの試験部における中性子束強度、そのエネルギースペクトル、およびガンマ線束の空間分布を計算した。これらの計算は、第一壁の冷却材材料と反射体の種類に対する中性子スペクトルの依存性を調査するために必要であった。その結果、反射体としては鉛が最適であることが判明し、カプセル領域およびループ領域における全中性子束はそれぞれ6.3×10¹⁴ n/cm²sおよび5.4×10¹⁴ n/cm²sであった。特別に設計された試験部では、カプセル領域の中性子束は1×10¹⁵ n/cm²sまで達し得る。得られたエネルギースペクトルは、商業用核融合炉のそれに近いものであった。