核融合動力炉ブランケット・システムの技術的検討

Technical Evaluation of Major Candidate Blanket Systems for Fusion Power Reactor

東稔 達三; 関 昌弘; 湊 章男; 堀江 知義; 山本 孝*; 田中 義久*; 阿部 忠*; 渡部 隆*; 小林 武司; 佐藤 瓊介*; 鈴木 達志*; 安達 潤一*; 森 清治*; 黒田 敏公*; 岡崎 士朗*; 山崎 誠一郎*; 三角 昌弘*; 毛利 憲介*; 藤井 政治*; 伊勢 英夫*

Tone, Tatsuzo; Seki, Masahiro; Minato, Akio; not registered; not registered; not registered; not registered; not registered; not registered; not registered; not registered; not registered; not registered; not registered; not registered; not registered; Misumi, Masahiro*; not registered; not registered; not registered

本報告では、トカマク型DT炉の発電用増殖ブランケットシステム概念の代表的候補の比較評価の為に行なった技術検討結果について述べる。ブランケットには、(1)トリチウム燃料の自己供給,(2)In-Situのトリチウム連続回収と低いインベントリ、(3)高い発電効率を与える高温除熱、(4)高稼働率を与える信頼性の高い構造等が要求される。これらを満たすブランケットの性能は、構造材/増殖材/冷却材/中性子増倍材の選択によって支配される。これらの材料の組合わせの主要候補としてPCA/LiO/HO/Be,Mo-alloy/LiO/He/Be,Mo-alloy/LiAlO/He/Be,V-alloy/Li/Li/none,及びMo-alloy/Li/He/none を選んだ。ブランケット概念の相互比較評価は、トリチウム回収システム、冷却/発電系統、及び遠隔操作による分解組立てを考慮したト-ラス分割構成法も含めて総合的に検討を行なった。

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