Neutronics of SiC-LiPb high temperature blanket for tritium production

トリチウム生成のための炭化ケイ素リチウム鉛高温ブランケットのニュートロニクス

Kwon, S.*; 佐藤 聡; 笠田 竜太*; 小西 哲之*

Kwon, S.*; Sato, Satoshi; Kasada, Ryuta*; Konishi, Satoshi*

リチウム鉛ブランケットモジュールのトリチウム生成及び増殖特性を、中性子輸送計算コードMCNP及び核融合評価済み核データライブラリーFENDL2.1を用いて評価した。計算結果から、炭化ケイ素及びリチウム鉛ブランケットコンセプトで、充分なトリチウム増殖比が得られることがわかった。また、遮蔽性能や核発熱率も評価した。

Tritium production/breeding behavior in LiPb blanket module was evaluated by neutron transport code MCNP with nuclear cross-section data from FENDL-2.1 libraries. The calculation results were suggested that the sufficient TBR can be obtained in the SiC-LiPb blanket concept. A proper integral experiment on LiPb with DT neutrons in a small test module was evaluated. Also, tritium breeding ratio, tritium production ratio, proper neutron shielding material and nuclear heating in the module were evaluated. With the results of TPR and actual neutron generation devices, we have proposed the plan of the integral experiment and measurable tritium amount.