原型炉SlimCSにおけるブランケット核設計

Blanket neutronics design on fusion DEMO reactor, SlimCS

斎藤 愛*; 飛田 健次; 西尾 敏; 佐藤 聡; 榎枝 幹男

Saito, Ai*; Tobita, Kenji; Nishio, Satoshi; Sato, Satoshi; Enoeda, Mikio

核融合原型炉SlimCSにおけるブランケット概念構築のため核熱連成解析を行い、ブランケット内部構造の検討を行った。この結果、現在見通しうる構成材料に限ると加圧水冷却・固体増殖方式でトリチウム自給を満たすことは簡単ではなく、想定しうるブランケット構造概念の選択肢は限定的という結果を得た。これまでの評価モデルの中では、増殖材LiTiO(ペブル)と中性子増倍材Be(板)が接触しないように仕切りながら交互に並べる場合が最もトリチウム増倍比(TBR)が高くトリチウム燃料の自給が可能であるが、ブランケット内部構造は複雑で製作が難しいという問題がある。増殖材LiTiOと中性子増倍材BeTiのペブルを混合充填する方法にすれば内部構造は単純になるが、TBRがやや低く燃料自給に問題がある。これら2つの案を中心として原型炉に相応しいブランケット概念及び問題点の改善策について検討を行った。

Based on the combined analysis with neutronics and heat transfer, blanket concept of a fusion DEMO reactor named SlimCS was studied. The study indicates that satisfying tritium self-sufficiency and heat removal simultaneously is difficult as long as water-cooled solid breeder blanket is concerned. The most highest tritium breeding ratio (TBR) was obtained for a separated arrangement with LiTiO pebbles and Be plates. However, this concept has a disadvantage in a complexity of the internal structure. When the mixed packing of LiTiO and BeTi pebbles is applied, the internal structure of blanket becomes simple but tritium self-sufficiency seems problematic adversely. Issues in these blanket study and possible solutions are presented.