The HiPER reactor is the HiPER project phase devoted to power production. To reach a preliminary reactor design, tritium breeding schemes need to be adapted to the HiPER project technologies selection: direct drive ignition, 150 Hz of power released through fusion reactions, and the dry first wall scheme. In this paper we address the main challenge of the HiPER EUROFER-based self cooled lead lithium blanket, which is related to the corrosive behavior of Pb–15.7Li in contact with EUROFER. We evaluate the cooling and corrosion behavior of the so-called separated first wall blanket (SFWB) configuration by performing thermo-fluid dynamics simulations using a large eddy simulation approach. Despite the expected improvement over the integrated first wall blanket, we still find an unsatisfactory cooling performance, expressed as a low outlet Pb–15.7Li temperature plus too high corrosion rates derived from local Pb–15.7Li high temperature and velocity, which can mainly be attributed to the geometry of the channels. Nevertheless, the analysis allowed us to devise future modifications of the SFWB to overcome the limitations found with the present design.
HiPER炉は、発電に特化したHiPERプロジェクトの段階である。予備炉設計に到達するためには、トリチウム増殖方式をHiPERプロジェクトの技術選定、すなわち直接駆動点火、核融合反応による150Hzの出力放出、および乾式第一壁方式に適合させる必要がある。本論文では、HiPERのEUROFERベース自己冷却鉛リチウムブランケットの主要な課題、すなわちEUROFERと接触するPb–15.7Liの腐食挙動に関連する課題に取り組む。我々は、いわゆる分離型第一壁ブランケット（SFWB）構成の冷却および腐食挙動を、ラージエディシミュレーション手法を用いた熱流体力学シミュレーションにより評価する。一体型第一壁ブランケットに対する改善が期待されるにもかかわらず、我々は依然として不十分な冷却性能、すなわち低いPb–15.7Li出口温度と、局所的なPb–15.7Liの高温および高流速に起因する過度に高い腐食速度を見出す。これは主にチャネルの形状に起因するものである。それでもなお、この解析により、現在の設計で見出された限界を克服するためのSFWBの将来の改良策を考案することが可能となった。