The Pb-17Li/water-cooled blanket is one of the concepts being developed in Europe for testing in NET (Next European Torus). JRC-Ispra is strongly involved in this development. This paper describes the impact of the latest experimental results on the blanket design. The points considered are:breeder operating temperature and thermomechanical design: experiments on corrosion with steel 316L and liquid metal embrittlement tests haver provided upper and lower limits for the breeder operating temperature (280–400 °C);tritium recovery from the breeder and permeation rate to the coolant: Ispra measurements indicate that solubility and diffusivity of hydrogen in Pb-17Li are lower as compared with the previous values used in blanket tritium analyses. The impact of these results on the design of the tritium recovery system is discussed;accident analyses: the experiments in progress at Ispra on the Pb-17Li/water interaction are reviewed and their application to a coolant pipe break accident is shown.
Pb-17Li/水冷却ブランケットは、欧州でNET（次欧州トーラス）における試験用に開発されている概念の一つである。JRC-イスプラはこの開発に深く関与している。本論文は、最新の実験結果がブランケット設計に与える影響について述べるものである。検討される項目は以下の通りである：増殖材の運転温度と熱機械設計：鋼316との腐食実験および液体金属脆化試験により、増殖材の運転温度の上限値と下限値（280～400 °C）が示された。増殖材からのトリチウム回収と冷却材への透過率：イスプラでの測定により、Pb-17Li中の水素の溶解度および拡散係数は、従来ブランケットのトリチウム解析で用いられていた値よりも低いことが示された。これらの結果がトリチウム回収システムの設計に与える影響について考察する。事故解析：イスプラで進行中のPb-17Liと水の相互作用に関する実験を概説し、その配管破断事故への適用を示す。