中性子遮蔽・ブランケット設計

Neutron shielding and blanket neutronics design

山内 通則*; 西谷 健夫; 西尾 敏

Yamauchi, Michinori*; Nishitani, Takeo; Nishio, Satoshi

低アスペクト比を目指すトカマク炉では、トーラス内側構造を極力小さくする必要がある一方、トーラス外側構造の割合が大きくなる。そこで比較的大きな領域を要するトリチウムの増殖は主としてトーラス外側で行い、トーラス内側では超伝導コイルの遮蔽を主目的とする設計が合理的となる。最適な内側遮蔽構造は、材料にW及びVHを使用すれば、真空容器とコイルケースを除いた遮蔽体厚さを5758cm程度にできる可能性がある。ただし、Wは強い残留放射能等の問題があるので、Wを除いた構造ならば約7476cmの遮蔽厚が必要となる。一方、外側ブランケットには増殖材としてLiOや液体Liを使用し、トーラス内側に反射体を設ければ、大きなTBRが期待できる。LiPbは将来的には有力なトリチウム増殖材であるが、十分なTBRの設計が難しい。この場合内側にリチウム鉛(LiPb)の中性子反射体を設け、内側のTBRも回収できれば、トリチウムの自己供給が可能な核融合炉が実現する。

Considering the geometrical characteristics of tokamak reactors with low aspect ratio, a basic neutronics strategy was derived to construct the inboard structure mainly for neutron shielding and produce enough tritium in the outboard blanket. The designs for optimal inboard shield were surveyed and necessary thickness was estimated to make the neutron flux low enough on the super-conducting magnet. In addition, the outer blanket designs were studied to attain the tritium breeding ratio (TBR) large enough for a self-sustaining fusion reactor on the basis of the advanced fusion reactor materials.