Search for reality of solid breeder blanket for DEMO

核融合原型炉へ向けた固体増殖ブランケットの実現可能性の探究

飛田 健次; 宇藤 裕康; Liu, C.; 谷川 尚; 鶴 大悟; 榎枝 幹男; 吉田 徹; 朝倉 伸幸

Tobita, Kenji; Uto, Hiroyasu; Liu, C.; Tanigawa, Hisashi; Tsuru, Daigo; Enoeda, Mikio; Yoshida, Toru; Asakura, Nobuyuki

出力2.95GWの核融合原型炉における実現可能性の高いブランケット概念を明確にするため核熱解析による設計検討を行った。ITER-TBMの日本案との連続性を考慮し、水冷却固体増殖ブランケット概念とし、トリチウム増殖材及び中性子増倍材の使用温度を満足するよう内部構造を決定した。また、冷却材領域比を低減し必要なトリチウム増殖比を確保するため、冷却水条件は23MPa, 290360Cとした。ピーク中性子負荷(=5MW/m)となる外側赤道面付近のブランケットではトリチウム自給条件には達しないが、低領域のブランケットではトリチウム増殖に余剰があり、全体で見るとトリチウム自給を何とか満足できることを示した。本研究に基づく将来の研究の方向性を併せて提示する。

For a tokamak fusion DEMO reactor with the fusion output of 2.95 GW, neutronics and thermal design was carried out to find a blanket concept with reality. For the continuity with the Japanese ITER-TBM options, this study considered water-cooled blanket with solid breeding materials of Li ceramics and Be multipliers. A neutronics-heat coupled analysis determined an optimal arrangement of blanket interior under the constraints of the operating temperature of breeding materials and multipliers. When the cooling water is used under 23 MPa and 290-360 C, the overall tritium sufficiency is marginally satisfied although blankets with high neutron wall load ( = 5 MW/m) around the mid-plane do not meet the required local TBR. Based on the results, possible directions for further research are presented.