AbstractNeutrons produced in conceptual high gain targets of inertial fusion (IFE) reactors can contribute to the dynamics of the DT fuel burnup, and will emerge after some slowing down in the capsule with an energy spectrum depending on the target design and burnup conditions. Analysis of such spectra has been performed for different direct-drive target designs and ρR, and the time-dependent emission and arrival to the first wall of the system are reported. On the basis of established reactor designs (first variable to be considered) such as HIBALL-II or KOYO, the realistic possibility to obtain an uniform power distribution and obtain enough tritium breeding can be demonstrated. Activation of steels, vanadium alloys and SiC based composites has been considered in comparative analysis using different neutron energy spectra showing the important energy-dependent effect and the general advantages of V-alloys and SiC composites. The correct simulation of chains leading to radiological critical isotopes (function of neutron energy) and the goodness of nuclear data are essential for final responses/conclusions, and they need to be evaluated with careful uncertainty analysis. The damage accumulation because of very intense pulsed neutron fluxes in IFE reactors needs to be well understood prior to consideration of the availability of use of some very extensively considered low-activation materials. Results on simulations performed on SiC using an accumulated dose of 2×1014 recoi1s cm−2 are discussed and future work planned. Activation and damage analysis will impose clear boundaries in the final design of the reactor, and the availability in IFE power plants to include liquid protections to the walls is certainly very important.
慣性核融合（IFE）の概念的な高利得ターゲットで生成される中性子は、DT燃料燃焼のダイナミクスに寄与し得るものであり、ターゲット設計と燃焼条件に依存するエネルギースペクトルを有して、減速の後にカプセルから放出される。このようなスペクトルの解析は、異なる直接駆動ターゲット設計とρR値に対して実施され、システムの第一壁への時間依存の到達が報告されている。確立された炉設計（最初に考慮すべき変数）に基づき、HIBALL-IIやKOYOのような設計では、均一な出力分布と十分なトリチウム増殖を得る現実的な可能性が実証され得る。異なる中性子エネルギースペクトルを用いた比較分析において、鋼、バナジウム合金、SiC基複合材料の放射化が検討され、エネルギー依存の重要な効果と、バナジウム合金およびSiC複合材料の全般的な利点が示されている。最終的な応答・結論には、放射性同位体（中性子エネルギーの関数）に至る連鎖の正確なシミュレーションと核データの精度が不可欠であり、これらは慎重な不確かさ解析によって評価される必要がある。IFE炉における非常に高密度のパルス状中性子束による損傷蓄積は、広範に検討されているいくつかの低放射化材料の使用可能性を判断する前に、十分に理解されなければならない。SiCに対して2×10¹⁴反跳/cm²の累積線量で実施されたシミュレーションの結果が考察され、今後の作業が計画されている。最終的な炉設計において明確な境界を課すことになる放射化と損傷の解析は、液体保護を壁に適用するIFE発電所の実現可能性にとって極めて重要である。