A Feasible DEMO blanket concept based on water cooled solid breeder

核融合原型炉の水冷却個体増殖ブランケットにおける実現性向上のための研究

染谷 洋二; 飛田 健次; 宇藤 裕康; 星野 一生; 朝倉 伸幸; 中村 誠; 谷川 尚; 榎枝 幹男; 谷川 博康; 中道 勝; 星野 毅

Someya, Yoji; Tobita, Kenji; Uto, Hiroyasu; Hoshino, Kazuo; Asakura, Nobuyuki; Nakamura, Makoto; Tanigawa, Hisashi; Enoeda, Mikio; Tanigawa, Hiroyasu; Nakamichi, Masaru; Hoshino, Tsuyoshi

核融合原型炉水冷却ブランケットの製作性向上を目指して、混合ペブル増殖材料概念に着目して設計研究を行い、トリチウムの自給自足性を充たしていることを示した。他方、核融合炉ブランケットは電磁力対策及びメンテナンスのためにモジュール化が必要になる。この際に各モジュール間のギャップには、トリチウム増殖領域を確保できないことからTBR値の減少が懸念されるが、各モジュールを3次元モデルで詳細に評価した結果、3cm程度までのギャップ幅ならば、ギャップ内での中性子散乱の寄与によってTBR値は減少しないことがわかった。このことは、ブランケットの保守を容易にするとともに計測装置のアクセス性の改善を示している。次に核融合の健全性の観点から、ブランケットモジュール内の配管破断に対応するために筐体厚さが重要になってくる。現行の原型炉ブランケット概念の筐体厚さは22mmであり、冷却配管が破断した際の蒸気圧8MPaに対する耐圧性を期待できない。本論文では、TBRと筐体厚さのトレードオフ関係を定量化し、ブランケットの健全性に関して議論する。

This paper presents the conceptual design of a blanket with simplified structure whose interior consists of the mixture of breeder and multiplier pebble bed, cooling tubes and support for them only. Neutronics calculation indicated that the blanket satisfies a self-sufficient production of tritium. An important finding is that little decrease is seen in TBR even when the gap between neighboring blanket modules is as wide as 0.03 m. This means that blanket modules can be arranged with such a significant clearance gap without sacrifice of tritium production. On the other hand, the thickness of blanket housing is important from the viewpoint of safety. The blanket housing may rupture when the cooling pipe in the blanket is tearing, because thickness of structure materials is thin as 22 mm. This thickness is expected to maintain to 8 MPa in the steam pressure. Finally, the blanket housing, and aspect ratio of blanket shape is proposed in consideration of TBR, and engineering problem such as maintenance and manufacture are discussed.