AbstractThe main features of a tritium breeding blanket for a Demonstration Power Reactor involving the eutectic Pb-17Li as liquid breeder and water as coolant are presented.The configuration of the blanket segments and breeder modules as well as their arrangement inside the reactor vacuum vessel are outlined. The main design aspects and the corresponding design limits are reviewed, namely those related to thermomechanics, neutronics, magneto-hydrodynamics, tritium permeation and recovery.First results of safety analyses, in particular those connected with the rupture of a coolant tube in the breeder module are presented and discussed.As a conclusion, the feasibility of the concept looks attractive. A problem which requires further investigation is that of the tritium self-sufficiency. It is shown that a net tritium production near to one can be obtained if beryllium tiles are placed in front of the plasma, provided that they are cooled by heavy water.
実証発電炉用トリチウム増殖ブランケットの主要な特徴は、液体増殖材として共晶Pb-17Liを、冷却材として水を用いることである。ブランケットセグメントと増殖モジュールの構成、ならびに炉容器内におけるそれらの配置について概説する。熱力学、中性子工学、電磁流体力学、トリチウム透過および回収に関する主要な設計事項と対応する設計限界を検討する。増殖モジュール内の冷却管破断に関連する安全解析の初期結果を提示し、考察する。結論として、本概念の実現可能性は有望であると思われる。さらなる検討を要する課題は、トリチウム自給自足性である。重水で冷却されるトリチウム増殖用ベリリウムタイルをプラズマ前面に配置すれば、正味のトリチウム増殖比をほぼ1に達成できることが示される。