This paper reports the scoping phase designs of the helium-cooled solid breeder and liquid breeder test modules proposed to be used in the International Thermonuclear Experimental Reactor (ITER). It also includes detailed test module development plans from which test tasks that are required for ITER were identified. Many of the identified tasks can be addressed by pre-ITER experiments, thus minimizing the capital and operating costs of ITER. Tasks that need to be addressed by ITER are in the areas of tritium self-sufficiency and control, structure and solid breeder thermomechanical behavior under neutron fluence, and system reliability.
本論文は、国際熱核融合実験炉（ITER）で使用されることが提案されているヘリウム冷却固体増殖ブランケット試験モジュールおよび液体増殖ブランケット試験モジュールの概念設計段階の設計について報告するものである。また、ITERに必要とされる試験タスクが特定された詳細な試験モジュール開発計画も含まれている。特定されたタスクの多くはITER前の実験で対応可能であり、これによりITERの資本費および運転費を最小限に抑えることができる。ITERで対応する必要があるタスクは、トリチウム自給自足と制御、中性子フルエンス下での構造材および固体増殖材の熱機械的挙動、ならびにシステム信頼性の分野に関するものである。