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Neutronic and thermomechanical analysis of the water-cooled lithium-lead blanket design for a DEMONET reactor

P. Leroy, L. Baraer, L. Giancarli, Ph. Labbé, J. Quintric-Bossy1991年Fusion Engineering and DesignIF 1.7出版社

AbstractWithin the framework of the European DEMO blanket study programme, CEA and the JRC of Ispra are jointly developing a water-cooled lithium-lead blanket concept. The new DEMONET reactor configuration released in Spring 1990 and currently specified in the EC programme is the basis of neutronic and thermomechanical studies for the proposed box-shaped blanket concept. Considering the high blanket coverage, it is now possible to reach tritium self-sufficiency without making use of beryllium (neutronic calculations indicate a global tritium breeding ratio of the order of 1.16).

日本語訳

欧州DEMOブランケット研究プログラムの枠組みの中で、CEAとIspraのJRCは水冷リチウム鉛ブランケット概念を共同開発している。1990年春に発表され、現在ECプログラムで特定されている新しいDEMONET炉構成は、提案されたボックス型ブランケット概念に関する中性子工学的および熱機械的研究の基礎となっている。高いブランケット被覆率を考慮すると、ベリリウムを使用せずにトリチウム自給自足を達成することが可能である(中性子工学的計算により、全体的なトリチウム増殖比は約1.16であることが示されている)。

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