AbstractA study of self-cooled lithium blankets was carried out to define the performance of these blankets and to determine the potential to operate at the maximum possible values of the performance parameters. The main design parameters considered during the course of the study were the tritium breeding ratio, the blanket energy multiplication factor, the energy fraction lost to the shield, the total blanket thickness, the reflector material selection, and the compositions of the different blanket zones.Another study was carried out to determine materials, compositions, arrangements, and thickness of the shield zone for the reference blanket. Helium and water-cooled shields were optimized for the inboard and outboard sections of the reactor. Based on the above two studies, the reference blanket and shield configurations were developed for the ANL Tokamak Power Systems Study. The helium-cooled shield was selected for use with liquid metal blankets to reduce safety concerns related to lithium—water reactivity. This helium-cooled shield provides shielding characteristics similar to a conventional water-cooled shield. The analyses and results from these studies are the subject of this paper.
自己冷却リチウムブランケットの研究は、これらのブランケットの性能を定義し、性能パラメータの最大可能値で運転する可能性を決定するために実施された。研究の過程で考慮された主な設計パラメータは、トリチウム増殖比、ブランケットエネルギー増倍係数、遮蔽体に失われるエネルギー割合、総ブランケット厚さ、反射体材料の選択、および異なるブランケット領域の組成であった。参照ブランケットの遮蔽体領域の材料、組成、配置、および厚さを決定するために、別の研究が実施された。ヘリウム冷却および水冷却遮蔽体は、ANLトカマク発電システム研究のための内側および外側セクションに対して最適化された。上記の2つの研究に基づいて、ANLトカマク発電システム研究のための参照ブランケットおよび遮蔽体構成が開発された。ヘリウム冷却遮蔽体は、リチウム-水反応に関する安全性の懸念を低減するために、液体金属ブランケットと組み合わせて選択された。このヘリウム冷却遮蔽体は、従来の水冷却遮蔽体と同様の遮蔽特性を提供する。これらの解析および結果が本論文の主題である。