A conceptual design of a helium-cooled blanket for the NET double null plasma configuration with a neutron wall load of 1 MW/m2 and 600 MW fusion power is presented. The outboard blanket is made up of self-supporting canisters containing the beryllium multiplier in form of plates. The 6 mm wide slits between the plates contain a bed of 0.5 mm Li4SiO4 pebbles. The helium purge flow at 0.1 MPa carries away the tritium produced in the bed. The first wall of stainless steel and with a graphite tile protection is cooled by toroidally running helium tubes. The inboard blanket is made up of a similar structure, however the helium coolant tubes run in the poloidal direction to allow for more breeding material in the narrow space available. The divertors are composed of TZM elements cooled by helium. The outboard first wall and blanket are cooled by helium at 6 MPa, (inlet temperature = 200 °C outlet temperature = 450 °C), while the divertor and the inboard first wall are cooled in series by helium at 11.5 MPa and the inboard blanket by helium at 8 MPa. The calculated temperatures and stresses in blanket, first wall and divertor, appear to be acceptable. Based on the LISA-2 experiments the tritium blanket inventory is about 400 g. The daily tritium production is 96 g and the three-dimensional real tritium breeding ratio is 1.04 for a 6Li enrichment of 90%.
ヘリウム冷却ブランケットの概念設計を、中性子壁負荷1 MW/m2、核融合出力600 MWのNET二重ヌル配位に対して提示する。外側ブランケットは、板状のベリリウム増倍材を内包する自立型キャニスターで構成される。板間の6 mm幅のスリットには、0.5 mmのLi4SiO4ペブルが充填される。0.1 MPaのヘリウムパージ流が、ペブル層で生成されたトリチウムを運び去る。第一壁はステンレス鋼製で、黒鉛タイルによる保護が施され、トロイダル方向に流れるヘリウム管によって冷却される。内側ブランケットも同様の構造であるが、ヘリウム冷却管はポロイダル方向に配置され、狭い空間でより多くの増殖材を収容できるようにしている。ダイバータはTZM合金製で、ヘリウムによって冷却される。外側第一壁とブランケットは6 MPaのヘリウムで冷却され（入口温度=200 °C、出口温度=450 °C）、一方、ダイバータと内側第一壁は11.5 MPaのヘリウムで直列に冷却され、内側ブランケットは8 MPaのヘリウムで冷却される。ブランケット、第一壁、ダイバータの計算温度と応力は許容範囲内である。LISA-2実験に基づき、トリチウムブランケットインベントリは約400 gである。1日あたりのトリチウム生成量は96 gであり、6Li濃縮度90%に対する三次元実トリチウム増殖比は1.04である。