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Preliminary neutronic estimation for demo blanket with beryllide

中性子増倍材としてベリリウム金属間化合物を用いた核融合炉ブランケットの核的予備検討

山田 弘一*; 長尾 美春; 河村 弘; 中尾 誠*; 内田 宗範*; 伊藤 治彦

Yamada, Hirokazu*; Nagao, Yoshiharu; Kawamura, Hiroshi; Nakao, Makoto*; Uchida, Munenori*; Ito, Haruhiko

核融合炉ブランケットの中性子増倍材として、ベリリウム金属(Be)を用いた場合と高温特性に優れたベリリウム金属間化合物(Be$$_{12}$$Ti, Be$$_{12}$$WまたはBe$$_{12}$$V)を用いた場合とで、中性子1あたりのトリチウム生成量で定義されるトリチウム増殖比(TBR)にどのような違いがあるかを、2次元輸送コードDOT3.5により計算したTBR値の比較により検討した。その結果、Be$$_{12}$$TiではTBR目標値である1.3に近いTBR(1.26)が得られ、またそれはBeを用いた場合のTBR(1.29)相当であることから、中性子増倍材として使用できることを明らかにした。併せて、充填方法について、トリチウム増殖材と中性子増倍材を混合充填した場合の方が両者を分離充填した場合よりTBRが大きくなることを明らかにした。

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