A conceptual design of a Reversed-Field Pinch (RFP) fusion reactor with a solid breeder blanket REPUTER-1 has been studied through parametric system studies and detailed design and analysis in order to clarify the technical feasibility of a compact fusion reactor. F-θ pumping is used for driving the plasma current necessary for steady state operation. A maintenance policy of replacing a whole fusion power core including TF coils is proposed to cope with the requirements of high wall loading and high mass power density. For the same reason a normal conductor is selected for most of the coils. The first wall is structurally independent of the blanket. The blanket module is composed of SiC reinforced blocks which form a stable arch so as to keep the stresses in SiC basically compressive. The coolant for the first wall and the limiter is pressurized water, while the coolant for the blanket is helium gas. A number of thin Li2O and thick beryllium tiles are packed into the blanket block so as to obtain a proper tritium breeding ratio. A pumped limiter is chosen for the plasma exhaust system. The study has shown the technical feasibility of a high power density fusion power reactor (330 kWe/tonne) with solid breeder blanket and many key physics and engineering issues are also clarified.
反転磁場配位（RFP）核融合炉の固体増殖ブランケットを備えた概念設計REPUTER-1について、コンパクト核融合炉の技術的実現性を明らかにするため、パラメトリックシステム研究および詳細設計・解析を通じて検討を行った。定常運転に必要なプラズマ電流駆動にはF-θポンピングを用いる。高壁負荷および高質量出力密度の要求に対応するため、TFコイルを含む炉心全体を交換する保守方式を提案する。同様の理由から、ほとんどのコイルには常伝導導体を採用する。第一壁はブランケットから構造的に独立している。ブランケットモジュールはSiC強化ブロックで構成され、安定したアーチ構造を形成することでSiCに生じる応力を基本的に圧縮応力に保つ。第一壁およびリミッターの冷却材には加圧水を用い、ブランケットの冷却材にはヘリウムガスを用いる。ブランケットブロック内には、適切なトリチウム増殖比を得るため、薄いLi2Oタイルと厚いベリリウムタイルを充填する。プラズマ排気システムにはポンプ付きリミッターを採用する。本研究により、固体増殖ブランケットを備えた高出力密度核融合炉（330 kWe/トン）の技術的実現性が示されるとともに、主要な核物理・工学的課題も明らかになった。