Water-cooled solid breeding blanket design for DEMO

核融合原型炉へ向けた水冷却固体増殖ブランケットの設計

飛田 健次; 斎藤 愛*; 西尾 敏; 榎枝 幹男; 谷川 尚; 佐藤 聡; 鶴 大悟; 廣瀬 貴規; 関 洋治; 山田 政男*

Tobita, Kenji; Saito, Ai*; Nishio, Satoshi; Enoeda, Mikio; Tanigawa, Hisashi; Sato, Satoshi; Tsuru, Daigo; Hirose, Takanori; Seki, Yohji; Yamada, Masao*

核融合炉ではトリチウム燃料自給が不可欠であり、この意味で燃料自給を満たすブランケットの設計は他の構成機器以上に重要といえる。一般に、強大な電磁力に対する耐性、十分な除熱性能などブランケットに求められる多くの要件を満たしつつ燃料自給を成立させるブランケット概念を近未来に利用しうるブランケット構成材料で構築することは決して容易ではない。本稿は、日本の主案である水冷却固体増殖ブランケット方式について、燃料自給性及び原型炉に求められる機能(交換ブランケットと固定ブランケットとの分割、導体シェルの設置など)を備えたブランケット及び炉構造概念を研究したものである。この研究の結果、(1)トリチウム増殖比の必要値を得るためには導体シェルをr/a=1.34程度まで後退させる必要がある、(2)ダイバータ後方にブランケットを設置した場合のトリチウム増殖比の増加は0.010.02という結果を得た。また、現在構想中の原型炉において有望と考えられるブランケット構造概念を構築した。

Self-sufficiency of tritium fuel is an indispensable requirement in a fusion reactor. In this sense, the blanket design ensuring the self-sufficiency of fuel should be considered with importance and higher priority in fusion reactor design. Generally speaking, however, it is difficult to envisage a self-consistent blanket design satisfying various requirements such as robustness to an enormous electromagnetic forces and excellent heat removal performance other than fuel self-sufficiency with matured candidate materials. This paper presents a concept study on torus configuration with water-cooled solid breeder blanket satisfying these functions. The result indicates that (1) the conducting shell should be arranged at the position of r/a =1.34 or farther, and (2) when blanket is installed behind the divertor, the increment of tritium breeding ratio is as low as 0.01-0.02. In addition, promising blanket concepts in the presently studied DEMO reactor are proposed.