This paper presents results of conceptual design activities and associated R&D of a solid breeder blanket system for demonstration of power generation fusion reactors (DEMO blanket) cooled by supercritical water. The Fusion Council of Japan developed the long-term research and development programme of the blanket in 1999. To make the fusion DEMO reactor more attractive, a higher thermal efficiency of more than 40% was strongly recommended. To meet this requirement, the design of the DEMO fusion reactor was carried out. In conjunction with the reactor design, a new concept of a solid breeder blanket cooled by supercritical water was proposed and design and technology development of a solid breeder blanket cooled by supercritical water was performed.By thermo-mechanical analyses of the first wall, the tresca stress was evaluated to be 428 MPa, which clears the 3Sm value of F82H. By thermal and nuclear analyses of the breeder layers, it was shown that a net TBR of more than 1.05 can be achieved. By thermal analysis of the supercritical water power plant, it was shown that a thermal efficiency of more than 41% is achievable. The design work included design of the coolant flow pattern for blanket modules, module structure design, thermo-mechanical analysis and neutronics analysis of the blanket module, and analyses of the tritium inventory and permeation. Preliminary integration of the design of a solid breeder blanket cooled by supercritical water was achieved in this study.In parallel with the design activities, engineering R&D was conducted covering all necessary issues, such as development of structural materials, tritium breeding materials, and neutron multiplier materials; neutronics experiments and analyses; and development of the blanket module fabrication technology. Upon developing the fabrication technology for the first wall and box structure, a hot isostatic pressing bonded F82H first wall mock-up with embedded rectangular cooling channels was successfully fabricated. It withstood the high heat flux test at 2.7 MW m−2. Also, a correlation parameter of the Li2TiO3 pebble bed made by the sol–gel method was verified by measurement of the thermal conductivity of the breeder pebble bed, which is one of the most important design data.
本論文は、超臨界水で冷却される発電実証用核融合炉（DEMOブランケット）用固体増殖ブランケットの概念設計活動および関連する研究開発の結果を提示するものである。日本核融合学会は1999年にブランケットの長期研究開発プログラムを策定した。DEMO核融合炉の魅力を高めるため、40%以上の高い熱効率が強く推奨された。この要件を満たすため、DEMO核融合炉の設計が実施された。炉設計と併せて、超臨界水で冷却される固体増殖ブランケットの新概念が提案され、超臨界水冷却固体増殖ブランケットの設計および技術開発が実施された。第一壁の熱機械解析により、トレスカ応力は428 MPaと評価され、これはF82Hの3Sm値を満足するものである。増殖層の熱解析および核解析により、正味トリチウム増殖比（TBR）が1.05以上達成可能であることが示された。超臨界水発電プラントの熱解析により、41%以上の熱効率が達成可能であることが示された。設計作業には、ブランケットモジュールの冷却材流路設計、モジュール構造設計、ブランケットモジュールの熱機械解析および中性子工学解析、ならびにトリチウムインベントリおよび透過の解析が含まれた。設計活動と並行して、構造材料、トリチウム増殖材料、中性子増倍材料の開発など、必要なすべての課題を網羅する工学研究開発が実施された。また、中性子工学実験および解析、ならびにブランケットモジュール製作技術の開発も実施された。第一壁およびボックス構造の製作技術の開発において、矩形冷却流路を埋め込んだF82H第一壁モックアップの熱間等方圧加圧（HIP）接合が成功裏に製作された。これは2.7 MW/m²の高熱流束試験に耐えた。さらに、ゾルゲル法で製造されたLi2TiO3ペブルベッドの熱伝導率測定により、相関パラメータが検証された。これは最も重要な設計データの一つである。