AbstractA convertible blanket concept is proposed for ITER, where, without replacement of the blanket structure, a non-breeding Pb alloy is used during the basic performance phase and the eutectic Pb-17Li during the enhanced performance phase. The concept is based on austenitic steel as structural material, an average neutron wall load of 1 MW m−2 and either helium or water as coolant. The same design concept was used for both coolant options with respect to a stiff blanket segment box, direct cooling of the first wall using toroidal ducts, poloidal hairpin tubes to cool the quasi-stagnant liquid metal and tritium removal outside the vacuum vessel.Various design options were considered for the first-wall and pool cooling and corresponding headers. Owing to the different coolant properties, different combinations were selected for the two versions. The performance of the two versions was assessed among other things with respect to tritium breeding and control, reliability and R&D needs.
ITER用のコンバーチブルブランケット概念を提案する。この概念では、ブランケット構造を交換することなく、基本性能段階では非増殖性のPb合金を使用し、高度性能段階では共晶Pb-17Liを使用する。本概念は、構造材料としてオーステナイト鋼、平均中性子壁負荷1 MW m⁻²、冷却材としてヘリウムまたは水を基本とする。同一の設計概念を両方の冷却材オプションに適用し、剛性ブランケットセグメントボックス、トロイダル方向ダクトによる第一壁の直接冷却、準停滞液体金属を冷却するポロイダル方向ヘアピン管、真空容器外でのトリチウム除去を特徴とする。第一壁およびプール冷却と対応するヘッダーについて様々な設計オプションを検討した。冷却材の特性が異なるため、2つのバージョンで異なる組み合わせを選択した。両バージョンの性能を、トリチウム増殖と制御、信頼性、R&D要件に関して評価した。