Neutronic analyses or, more widely, nuclear analyses have been performed for the development of a dual-coolant He/LiPb (DCLL) conceptual design reactor. A detailed three-dimensional (3D) model has been examined and optimized. The design is based on the plasma parameters and functional materials of the power plant conceptual studies (PPCS) model C. The initial radial-build for the detailed model has been determined according to the dimensions established in a previous work on an equivalent simplified homogenized reactor model. For optimization purposes, the initial specifications established over the simplified model have been refined on the detailed 3D design, modifying material and dimension of breeding blanket, shield and vacuum vessel in order to fulfil the priority requirements of a fusion reactor in terms of the fundamental neutronic responses. Tritium breeding ratio, energy multiplication factor, radiation limits in the TF coils, helium production and displacements per atom (dpa) have been calculated in order to demonstrate the functionality and viability of the reactor design in guaranteeing tritium self-sufficiency, power efficiency, plasma confinement, and re-weldability and structural integrity of the components. The paper describes the neutronic design improvements of the DCLL reactor, obtaining results for both DEMO and power plant operational scenarios.
二重冷却材He/LiPb (DCLL) 概念設計炉の開発のために、中性子解析、あるいはより広くは核解析が実施されてきた。詳細な三次元(3D)モデルが検討され、最適化された。設計は、発電所概念研究(PPCS)モデルCのプラズマパラメータと機能材料に基づいている。詳細モデルの初期ラジアルビルドは、等価な簡略化・均質化された原子炉モデルに関する以前の研究で確立された寸法に従って決定された。最適化の目的のために、簡略化モデルにおいて確立された初期仕様は、基本的な中性子応答の観点から核融合炉の優先要件を満たすために、増殖ブランケット、遮蔽体、および真空容器の材料と寸法を変更することにより、詳細な3D設計において改良された。トリチウム増殖比、エネルギー増倍率、TFコイルにおける放射線限度、ヘリウム生成、および原子当たりの変位(dpa)が、トリチウム自給自足、発電効率、プラズマ閉じ込め、ならびに構成要素の再溶接性と構造健全性を保証する上での炉設計の機能性と実現可能性を実証するために計算された。本論文は、DCLL炉の中性子設計の改良について述べ、DEMOおよび発電所運転シナリオの両方について結果を得ている。