Future fusion reactors will have to breed enough tritium (T) to sustain continuous operation and to produce excess T to power up other fusion reactors. Therefore, T is a scarce resource that must not be lost inside the fusion power plants systems. The factor that describes the T production is the 'tritium breeding ratio' (TBR) which is the ratio of the breading rate in atoms per second to the burn rate in atoms per second. Its value is calculated from neutronics analyses of the breeding process in the blanket and coupled dynamics of the T processing plant. However, these calculations generally ignore the T transport and loss in the first wall by assuming essentially instantaneous recycling of the impinging T in-flux. In this paper the transport and retention of T in the main chamber first wall of a future EU-DEMO reactor is investigated based on the available material data and expected particle loads onto the wall. Two breeding blanket concepts are compared WCLL (water cooled lithium lead) and HCPB (helium cooled pebble bed) and the resulting wall-loss probabilities are compared with a simple balance model that describes the maximum allowable wall loss given a TBR to achieve T-self-sufficiency.
将来の核融合炉は、定常運転を維持し、他の核融合炉に電力を供給するための過剰なトリチウム(T)を生産するために、十分なTを増殖できなければならない。したがって、Tは希少資源であり、核融合発電所システム内で失われてはならない。T生成を表す指標は「トリチウム増殖比」(TBR)であり、これは毎秒の原子数での増殖率と毎秒の原子数での燃焼率の比である。その値は、ブランケット内の増殖プロセスの中性子工学解析と、T処理プラントの連成ダイナミクスから計算される。しかしながら、これらの計算は一般に、衝突するT流入束が本質的に即時リサイクルされると仮定することにより、第一壁におけるTの輸送と損失を無視している。本論文では、将来のEU-DEMO炉の主チャンバー第一壁におけるTの輸送と保持を、利用可能な材料データと壁への予想粒子負荷に基づいて調査する。2つの増殖ブランケット概念、WCLL(水冷却リチウム鉛)とHCPB(ヘリウム冷却ペブルベッド)を比較し、結果として得られる壁損失確率を、T自給を達成するためのTBRが与えられた場合の最大許容壁損失を記述する単純なバランスモデルと比較する。