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Design of the helium cooled lithium lead breeding blanket in CEA: from TBM to DEMO

G. Aiello, J. Aubert, L. Forest, J.-C. Jaboulay, A. Li Puma, L.V. Boccaccini2017年被引用 13Nuclear FusionIF 3出版社

The helium cooled lithium lead (HCLL) blanket concept was originally developed in CEA at the beginning of 2000: it is one of the two European blanket concepts to be tested in ITER in the form of a test blanket module (TBM) and one of the four blanket concepts currently being considered for the DEMOnstration reactor that will follow ITER. The TBM is a highly optimized component for the ITER environment that will provide crucial information for the development of the DEMO blanket, but its design needs to be adapted to the DEMO reactor. With respect to the TBM design, reduction of the steel content in the breeding zone (BZ) is sought in order to maximize tritium breeding reactions. Different options are being studied, with the potential of reaching tritium breeding ratio (TBR) values up to 1.21. At the same time, the design of the back supporting structure (BSS), which is a DEMO specific component that has to support the blanket modules inside the vacuum vessel (VV), is ongoing with the aim of maximizing the shielding power and minimizing pumping power. This implies a re-engineering of the modules' attachment system. Design changes however, will have an impact on the manufacturing and assembly sequences that are being developed for the HCLL-TBM. Due to the differences in joint configurations, thicknesses to be welded, heat dissipation and the various technical constraints related to the accessibility of the welding tools and implementation of non-destructive examination (NDE), the manufacturing procedure should be adapted and optimized for DEMO design. Laser welding instead of TIG could be an option to reduce distortions. The time-of-flight diffraction (TOFD) technique is being investigated for NDE. Finally, essential information expected from the HCLL-TBM program that will be needed to finalize the DEMO design is discussed.

日本語訳

ヘリウム冷却リチウム鉛(HCLL)ブランケットの概念は、2000年代初頭にCEAで当初開発されたものである。これは、ITERでテストブランケットモジュール(TBM)として試験される2つの欧州ブランケット概念のうちの1つであり、また、ITERに続くDEMO実証炉で現在検討されている4つのブランケット概念のうちの1つでもある。TBMは、ITER環境向けに高度に最適化された構成要素であり、DEMOブランケットの開発に重要な情報を提供するが、その設計はDEMO炉に適合させる必要がある。TBM設計に関しては、トリチウム増殖反応を最大化するために、増殖領域(BZ)における鋼含有量の低減が求められている。最大1.21のトリチウム増殖比(TBR)値に達する可能性を有する様々なオプションが検討されている。同時に、真空容器(VV)内部でブランケットモジュールを支持するDEMO特有の構成要素である背面支持構造(BSS)の設計が進行中であり、遮蔽能力の最大化とポンプ動力の最小化を目的としている。これにはモジュールの取付システムの再設計が必要となる。しかしながら、設計変更は、HCLL-TBM用に開発されている製造・組立手順に影響を及ぼすことになる。継手構成、溶接厚さ、熱放散、ならびに溶接工具のアクセス性および非破壊検査(NDE)の実施に関連する様々な技術的制約の違いにより、製造手順はDEMO設計向けに適合・最適化されるべきである。レーザー溶接は、TIG溶接の代替として、変形を低減する選択肢となり得る。飛行時間回折(TOFD)法がNDEとして検討されている。最後に、DEMO設計を最終決定するために必要となるHCLL-TBM計画から得られる重要な情報について考察する。

装置

iter低精度(概要文一致)

wiki

DEMOLithiumHeliumTest blanket moduleBreeding blanketLead-lithium eutectic
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