The discovery of void swelling in neutron-irradiated stainless steels by Cawthorne and Fulton in 1966 showed that radiation effects would seriously affect the lifetime of fission reactors. A few years later, in the early 1970s, serious damage levels were observed in core components of the first commercial fission reactors that had been in operation for one decade. Driven by the harder neutron spectrum, the fusion community was impelled to explore the technical possibilities to make available a fusion relevant neutron source to anticipate the difficulties faced by the fission reactors community and ensure the long-term operation of a fusion reactor. In 1976, the conclusions of the first review published announced the assets and drawbacks of the different possibilities, which today despite the four decades passed and the sound technological advancements, continue being basically the same. A suitable neutron spectrum can be theoretically obtained both from plasma-based or accelerators based facilities with either gas, liquid or solids targets. Needed facilities performances, available irradiation volumes that the concept allow and cost are at stake. In the past, the cost of the most promising facility based on stripping the neutron from a deuteron on a lithium target was misleadingly peered with that of a fusion reactor. A tokamak with sufficient volume to irradiate equipment under fusion relevant conditions will be likely available in the future once commercial fusion reactors have become a reality; unfortunately, this concept does not match the needs timely, and is unrealistic w.r.t. its costs nowadays with worldwide efforts prioritizing ITER. In this article, we will focus on the technical aspects and assess the present maturity of different existing possibilities based on nowadays technologies to count with neutrons at a suitable flux and spectrum to characterize and qualify fusion materials to be timely ready with our world fusion roadmaps.
1966年にCawthorneとFultonが中性子照射されたステンレス鋼におけるボイドスウェリングを発見したことは、放射線効果が核分裂炉の寿命に深刻な影響を与えることを示した。数年後の1970年代初頭には、10年間運転されていた最初の商業用核分裂炉の炉心構成要素において深刻な損傷レベルが観察された。より硬い中性子スペクトルに駆動されて、核融合コミュニティは、核分裂炉コミュニティが直面した困難を予測し、核融合炉の長期的運転を確実にするために、核融合関連中性子源を利用可能にする技術的可能性を探求することを余儀なくされた。1976年、最初に発表されたレビューの結論は、さまざまな可能性の利点と欠点を公表したが、これは今日でも、40年が経過し、確かな技術的進歩があったにもかかわらず、基本的に同じであり続けている。適切な中性子スペクトルは、ガス、液体、または固体ターゲットを用いた、プラズマベースまたは加速器ベースの施設の両方から理論的に得ることができる。必要な施設性能、その概念が許容する利用可能な照射体積、そしてコストが重要となる。過去において、リチウムターゲット上の重陽子から中性子を剥離することに基づく最も有望な施設のコストは、核融合炉のコストと誤って比較された。核融合関連条件下で機器を照射するのに十分な体積を持つトカマクは、商業用核融合炉が現実のものとなった後、将来利用可能になる可能性が高い。残念ながら、この概念はニーズにタイムリーに合致せず、現在の世界的な取り組みがITERを優先している状況では、そのコストに関して非現実的である。本稿では、技術的側面に焦点を当て、現在の技術に基づくさまざまな既存の可能性の現在の成熟度を評価し、我々の世界の核融合ロードマップに間に合うように核融合材料を特性評価および認定するための適切なフラックスとスペクトルを持つ中性子を利用できるようにする。