AbstractBlanket design is in progress in helical-type compact reactor FFHR-2. A localized blanket concept is proposed by selecting molten-salt Flibe as a self-cooling tritium breeder from the main reason of safety: low tritium solubility, low reactivity with air and water, low pressure operation, and low MHD resistance which is compatible with the high magnetic field design in force-free helical reactor (FFHR). Numerical results are presented on nuclear analyses using the MCNP-4B code, on thermal and stress analyses using the ABAQUS code, and heat exchange efficiency from Flibe to He. R&D programs on Flibe engineering are also in progress in material dipping-tests and in construction of molten salt loop. Preliminary results in these experiments are also presented.
ヘリカル型核融合炉FFHR-2において、ブランケット設計が進行中である。安全性の主な理由から、自己冷却型トリチウム増殖材として溶融塩フリーベを選択した局所ブランケット概念が提案されている。その理由は、トリチウム溶解度が低いこと、空気および水との反応性が低いこと、低圧運転が可能であること、そして力学的ヘリカル型核融合炉（FFHR）の高磁場設計に適合する低MHD抵抗性である。MCNP-4Bコードを用いた核解析、ABAQUSコードを用いた熱・応力解析、およびフリーベからヘリウムへの熱交換効率に関する数値結果が提示されている。フリーベ工学に関する研究開発プログラムも進行中であり、材料浸漬試験および溶融塩ループの構築が進められている。これらの実験における予備的結果も併せて提示する。