A conceptual study of a helium-cooled solid breeder blanket for a tokamak reactor is presented. Tritium breeding capability together with system reliability are taken as the main design criteria. The blanket consists of tubular poloidal modules made of a central bundle of ceramic rods (γLiAlO2) with a coaxial distribution of the inlet/outlet coolant flow (He) surrounded by a multiplier material (Be) in the form of bored bricks. The Be to γLiAlO2 volume ratio is 4/1. The He inlet and outlet branches are cooling Be and γLiAlO2, respectively. A purge He flow running through small central holes of the ceramic rods is derived from the main flow. Under the typical conditions of a tokamak reactor (neutron wall load = 2 MW/m2), a full coverage tritium breeding ratio of 1.47 is achieved for the following design and operating parameters: outlet He temperature = 570 °C; inlet He temperature = 250 °C; total extracted power = 2700 MW; He pumping power percentage = 2%; minimum/maximum γLiAlO2 temperature = 400/900 °C; maximum structural temperature = 475 °C; and maximum Be temperature = 525 °C.
トカマク炉用ヘリウム冷却固体増殖ブランケットの概念設計について提示する。トリチウム増殖能力とシステム信頼性を主な設計基準とする。本ブランケットは、セラミックロッド（γLiAlO2）の中心束と、その周囲を囲む同軸状の入口/出口冷却材流路（He）を備えた管状ポロイダルモジュールで構成され、さらに穴あきレンガ状の増倍材（Be）で覆われる。BeとγLiAlO2の体積比は4：1である。He入口枝管と出口枝管は、それぞれBeとγLiAlO2を冷却する。セラミックロッドの中心小孔を通過するパージ用He流は、主冷却流から分岐して供給される。トカマク炉の標準条件（中性子壁負荷＝2 MW/m²）において、以下の設計・運転パラメータで完全被覆トリチウム増殖比1.47が達成される：出口He温度＝570℃、入口He温度＝250℃、総抽出出力＝2700 MW、Heポンプ動力割合＝2％、γLiAlO2最低/最高温度＝400/900℃、構造材最高温度＝475℃、Be最高温度＝525℃。