[1H01-05] Fusion Neutron Source and Neutron Irradiation

[1H05] Evaluation of fuel production rate in blanket mock-ups under DT neutron irradiation

*Keisuke Mukai¹, Yasuyuki Ogino¹, Takumi Matsuo¹, Toshiro Sakabe¹, Juro Yagi¹, Makoto Kobayashi^2,3, Kunihiro Ogawa^2,3, Mitsutaka Isobe^2,3, Shingo Tamaki⁴, Isao Murata⁴ (1. Kyoto Univ., 2. SOKENDAI, 3. NIFS, 4. Osaka Univ.)

Keywords:Breeding blanket, Neutron measurement, Fuel production, Neutron transport, Diamond detector

核融合炉において増殖ブランケットは放射線の遮蔽と熱の取り出しに加え、自然界にほとんど存在しないトリチウム燃料の生産を担う。トリチウム増殖比（TBR）が1を超えなければ連続運転ができないため、増殖ブランケットにおける中性子束の計測やトリチウム生産性能の評価は炉工学の重要課題として挙げられる。本グループの過去の研究では、放電型小型核融合中性子源のDD運転により、模擬ブランケット体系内のトリチウム生成率分布の評価を実施した。本研究では、加速器駆動型のDT核融合中性子源を用い、F82H鋼、減速材、トリチウム増殖材によって構成されるブランケット模擬体に中性子照射を行い、体系内部の中性子計測を行った。⁶LiF薄膜コンバータを搭載した単結晶ダイヤモンド検出器により、トリチウム生成反応率と高速中性子成分を同時に測定した。本発表では、これらの計測結果と荷電粒子輸送計算の結果を報告する。