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Neutronics experiment of tritium breeding in supercritical CO2 cooled lithium-lead blanket mock-up by D–T neutron irradiation

Qiankun Shao, Qingjun Zhu, Zuocong Liu, Tianyi Liu, Jie Bao, Songlin Liu2026年5月Nuclear FusionIF 3出版社

The tritium breeding capacity of fusion blankets is a critical factor in achieving tritium self-sufficiency in fusion reactors. Current designs for tritium production in blankets are based on neutronics simulations, whose accuracy requires experimental validation. This study focuses on the experimental validation of the neutronic design reliability of the supercritical CO2-cooled lithium-lead (COOL) blanket developed for the China fusion engineering test reactor (CFETR). For this purpose, an experimental mock-up was designed and fabricated to replicate the key neutronics characteristics of COOL blanket. The mock-up was irradiated using D–T neutron generator and validated using multiple techniques: tritium production rate (TPR) online monitoring with a miniature back-to-back lithium glass scintillator detector, TPR integral measurement using Li2CO3 pellets analyzed by liquid scintillation counting (LSC), and neutron flux measurement with activation foils (Au, Zr). To enhance accuracy, corrections were applied for lithium-lead (PbLi) segregation based on element analysis and for neutron source intensity based on in-situ depth profiling of tritium in the tritide target. The results show excellent agreement between experiments and simulations, with calculation-to-experimental (C/E) value ranging from 0.96 to 1.11 for TPR measured by lithium-glass scintillator detectors, 0.90–1.09 for TPR by Li2CO3 pellets, and 0.84–1.13 for reaction rates measured by activation foils.

日本語訳

核融合ブランケットのトリチウム増殖能力は、核融合炉におけるトリチウム自給自足を達成するための重要な要素である。現在のブランケットにおけるトリチウム生成の設計は中性子工学シミュレーションに基づいており、その精度は実験的検証を必要とする。本研究は、中国核融合工学試験炉(CFETR)向けに開発された超臨界CO2冷却リチウム鉛(COOL)ブランケットの中性子工学設計の信頼性の実験的検証に焦点を当てている。この目的のため、COOLブランケットの主要な中性子工学特性を再現する実験用モックアップを設計・製作した。モックアップはD-T中性子発生装置を用いて照射され、複数の手法を用いて検証された: 小型背中合わせ型リチウムガラスシンチレータ検出器によるトリチウム生成率(TPR)のオンライン監視、液体シンチレーション計数(LSC)により分析したLi2CO3ペレットを用いたTPR積分測定、および放射化箔(Au, Zr)による中性子束測定である。精度を高めるため、元素分析に基づくリチウム鉛(PbLi)偏析、およびトリチドターゲット内のトリチウムのその場深さプロファイリングに基づく中性子源強度について補正を適用した。その結果、実験とシミュレーションの間には優れた一致が見られ、リチウムガラスシンチレータ検出器で測定したTPRでは計算対実験(C/E)値が0.96~1.11、Li2CO3ペレットによるTPRでは0.90~1.09、放射化箔で測定した反応率では0.84~1.13の範囲であった。

wiki

TritiumLithiumNeutronicsMock-upNeutron irradiationTritium breeding

AIによる論文要約

超臨界CO2冷却リチウム鉛ブランケット模擬体におけるトリチウム増殖の中性子実験:D-T中性子照射による検証
JA核融合炉のブランケット設計や中性子工学に携わる研究者、学生。特にトリチウム増殖の実験検証に興味がある方。#核融合 #トリチウム増殖 #中性子実験 #ブランケット #CFETR
LLM向け: {"Title": "超臨界CO2冷却リチウム鉛ブランケット模擬体のD-T中性子照射によるトリチウム増殖中性子実験", "Authors": "not prov…

核融合炉のトリチウム自給にはブランケットでのトリチウム増殖が不可欠です。本研究では、中国核融合工学試験炉(CFETR)向けに開発された超臨界CO2冷却リチウム鉛(COOL)ブランケットの中性子設計を実験的に検証しました。模擬体を製作し、D-T中性子発生装置で照射。トリチウム生成率(TPR)を小型リチウムガラスシンチレータ検出器でオンライン測定、Li2CO3ペレットの液体シンチレーション計数による積分測定、さらにAuやZrの放射化箔による中性子束測定を実施。PbLi偏析や中性子源強度の補正を行った結果、実験とシミュレーションは良好に一致し、C/E値は0.84~1.13の範囲でした。この成果はブランケット設計の信頼性向上に貢献します。

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