AbstractWe designed a volumetric neutron source for testing large-scale blanket components, based on a steady-state tokamak device with superconducting coils. It is found that a neutron flux of approximately 1.0 MW m−2 is available in the medium-size device (R=4.5 m, a=1.0 m, κ=1.8, Ip=5.6 MA) under the conditions of H∼2 and βN∼3 with a neutral beam injection (NBI) power of about 60 MW. We demonstrate the controllability of the current profiles required for high-beta plasma up to βN=3–3.8 with the combination of bootstrap current and NB-driven current (Eb=1.0 MeV). If an advanced performance scenario such as a reversed shear configuration is available, a neutron flux of 1.4 MW m−2 is achievable. We install the breeding blanket of Li–Pb only at outboard and upper regions, and find that a local tritium breeding ratio (TBR) of 1.5 is achievable and a net TBR of 0.8 could be available. The analysis of shielding materials at the inboard region shows that the proper combination of tungsten, steel and boric water yields a reduction of the nuclear irradiation of TF coil by a factor of approximately 10.
大型ブランケット構成要素の試験用に、超伝導コイルを備えた定常トカマク装置に基づく体積中性子源を設計した。中型装置（R=4.5 m、a=1.0 m、κ=1.8、Ip=5.6 MA）において、H∼2およびβN∼3の条件下で、約60 MWの中性粒子入射（NBI）出力により、約1.0 MW m⁻²の中性子束が得られることが判明した。我々は、ブートストラップ電流と中性粒子駆動電流（Eb=1.0 MeV）の組み合わせにより、βN=3〜3.8までの高ベータプラズマに必要な電流分布の制御可能性を実証する。反転シア配位などの先進的なシナリオが利用可能であれば、1.4 MW m⁻²の中性子束が達成可能である。Li–Pb増殖ブランケットを外側および上部領域のみに設置し、局所トリチウム増殖比（TBR）が1.5で達成可能であり、正味TBRは0.8となり得ることを見出した。内側領域の遮蔽材の解析により、タングステン、鋼、炭化ホウ素の適切な組み合わせにより、核融合中性子によるトロイダル磁場コイルへの照射量を約10分の1に低減できることが示された。