AbstractMany important neutronics issues will require testing in a fusion facility such as NET, FER, TIBER, OTR, or ITER. These neutronics issues include demonstration of tritium self-sufficiency, verification of adequate radiation protection of components and personnel, and validation of calculational methods and nuclear data. This paper examines the extent to which these issues can be resolved in a fusion testing facility, and discusses the technical interrelationships between the specialized neutronics tests and other tests for the blanket (e.g., fluid flow, tritium recovery). The most difficult issue appears to be the demonstration of DT fuel self-sufficiency. Direct demonstration requires a complete fuel cycle including full blanket and integrated tritium processing systems. This appears unlikely in the next fusion facility. Therefore, indirect demonstration through synthesis of information from various tests appears to be the only option.Tests for verification of other neutronics parameters can be classified into three categories: (1) dedicated tests; (2) supplementary measurements; and (3) measurements for the basic device. Dedicated tests aim at examining the accuracy of present neutron transport codes, basic nuclear data, and geometrical modeling in predicting key neutronics parameters. These tests would be carried out in large modules specifically designed for that purpose to maintain the appropriate boundary conditions. In addition, these tests would also be performed in various breeding material/coolant test modules to estimate the uncertainties in predicting their key neutronics parameters. Most of these tests require only low fluence (< 0.1 MW y/m2) and short plasma pulses (< 30 s) and are best suited for the early phases of the device operation. Supplementary neutronics measurements are intended to be performed in test modules used for other non-neutronics tests (e.g., tritium-recovery, thermo-mechanics tests, etc.). Goals of this category of tests are to: (1) provide the source terms and their associated uncertainties for the non-neutronics tests, and (2) provide additional supporting information to the dedicated tests. The overall test matrix schedule for the above-mentioned neutronics tests has been defined and the measuring techniques to perform these tests have been identified.
多くの重要な中性子工学上の問題は、NET、FER、TIBER、OTR、またはITERのような核融合施設での試験を必要とするであろう。これらの中性子工学上の問題には、トリチウム自給自足の実証、構成要素及び人員の十分な放射線防護の検証、ならびに計算方法と核データの検証が含まれる。本論文は、これらの問題が核融合試験施設においてどの程度解決され得るかを検討し、専用の中性子工学試験とブランケットに関する他の試験（例えば、流体流動、トリチウム回収）との間の技術的相互関係について論じる。最も困難な問題は、DT燃料の自給自足の実証であると思われる。直接的な実証には、完全な燃料サイクル、すなわち完全なブランケットと統合されたトリチウム処理システムが必要である。これは次の核融合施設では実現不可能と思われる。したがって、様々な試験からの情報の統合による間接的な実証が唯一の選択肢であると思われる。他の中性子工学パラメータの検証のための試験は、3つのカテゴリーに分類できる：（1）専用試験、（2）補助測定、および（3）基本装置のための測定。専用試験は、主要な中性子工学パラメータを予測する際の、現在の中性子輸送コード、基本核データ、および幾何学モデリングの精度を検証することを目的とする。これらの試験は、適切な境界条件を維持するために特別に設計された大型モジュールで実施されるであろう。さらに、これらの試験は、様々な増殖材／冷却材試験モジュールにおいても実施され、それらの主要な中性子工学パラメータの予測における不確かさを評価するであろう。これらの試験のほとんどは、低フルエンス（< 0.1 MW y/m2）と短パルス（< 30 s）のみを必要とし、装置運転の初期段階に最も適している。補助中性子測定は、他の中性子工学以外の試験（例えば、トリチウム回収、熱機械試験）に使用される試験モジュールにおいて実施されることを意図している。このカテゴリーの試験の目的は、（1）非中性子工学試験のための線源項とそれに関連する不確かさを提供すること、および（2）専用試験に追加の補足情報を提供することである。上述の中性子工学試験のための全体的な試験マトリックススケジュールが定義され、これらの試験を実施するための測定技術が特定されている。