AbstractTwo blanket options are considered for RF DEMO-S reactor (fusion power ∼2.4 GW) with steady-state operation: lithium (Li) self-cooled and ceramic breeder helium-cooled ones. Lithium-cooled blanket, which uses Li as coolant and tritium breeder and V–Cr–Ti (vanadium–chrome–titanium) alloy as structural material, is described here. Poloidal type of Li flow is chosen under the assumption that electroinsulating coating is developed on the interface of Li/structure material. Results of preliminary neutronic, thermal-hydraulic and stress analysis are presented. The steam turbine cycle converting the thermal to electric energy is recommended with intermediate sodium loop on the basis of the FBR experience.
RF DEMO 炉（核融合出力 ∼2.4 GW）の定常運転に対して、リチウム（Li）自己冷却ブランケットとセラミック増殖材ヘリウム冷却ブランケットの2つのブランケット方式を検討する。ここでは、冷却材およびトリチウム増殖材としてLiを、構造材料としてV–Cr–Ti（バナジウム–クロム–チタン）合金を使用するリチウム冷却ブランケットについて述べる。Li/構造材料界面に電気絶縁被覆が開発されるという仮定の下で、ポロイダル方向のLi流動方式を選択する。予備的な中性子工学、熱流動、および応力解析の結果を示す。熱エネルギーを電気エネルギーに変換する蒸気タービンサイクルは、FBRの経験に基づき、中間ナトリウムループを介して推奨される。