Neutronics investigations have been conducted in the design activity of the helical-type reactor Force Free Helical Reactor (FFHR2) adopting Flibe-cooled and Li-cooled advanced liquid blanket systems. In this study, comprehensive investigations and geometry modifications related to the tritium breeding ratios (TBRs), neutron shielding performance and neutron wall loading on the first walls in FFHR2 have been performed by improving the three-dimensional (3D) neutronics calculation system developed for non-axisymmetric helical designs. The total TBRs obtained after modifying the blanket dimensions indicated that all the advanced blanket systems proposed for FFHR2 would achieve adequate tritium self-sufficiency by dimension adjustment and optimization of structures in the breeder layers. However, it appeared that the most important neutronics issue in the present helical blanket configuration was suppression of neutron streaming through the divertor pumping areas and reflection from support structures for protection of poloidal and helical coils. Evaluation of neutron wall loading on the first walls indicated that the peaking factor would be moderated as low as 1.2 by the toroidal and helical effect of the helical-shaped plasma distribution in the helical reactor.
ヘリカル型炉であるForce Free Helical Reactor (FFHR2)の設計活動において、Flibe冷却およびLi冷却の先進液体ブランケットシステムを採用した中性子工学調査が実施されてきた。本研究では、非軸対称ヘリカル設計のために開発された三次元(3D)中性子工学計算システムを改良することにより、FFHR2におけるトリチウム増殖比(TBRs)、中性子遮蔽性能、および第一壁の中性子壁負荷に関する包括的な調査と幾何形状の修正が実施された。ブランケット寸法の修正後に得られた総TBRsは、FFHR2に提案された全ての先進ブランケットシステムが、増殖層内の構造の寸法調整と最適化によって十分なトリチウム自給自足を達成することを示した。しかしながら、現在のヘリカルブランケット構成における最も重要な中性子工学上の問題は、ダイバータ排気領域を通る中性子ストリーミングと、ポロイダルコイルおよびヘリカルコイルを保護するための支持構造からの反射を抑制することであることが明らかになった。第一壁における中性子壁負荷の評価は、ヘリカル炉におけるヘリカル形状のプラズマ分布のトロイダル効果およびヘリカル効果により、ピーキング係数が1.2という低さまで緩和されることを示した。