AbstractThermal-hydraulic and structural design of the first wall, blanket, and shield of the deuterium-tritium fueled TITAN-I reversed-field-pinch (RFP) fusion reactor is presented. Taking advantage of the characteristic low toroidal magnetic field of an RFP reactor, liquid lithium is used as the primary coolant to remove the thermal energy at an elevated temperature, thereby realizing a high power conversion efficiency of 44%. The use of liquid lithium has also led to a self-cooled design of the fusion power core in which the primary coolant is also the tritium breeder. The structural material is the vanadium alloy, V3Ti1Si. Tubular coolant channels are used in the first wall/blanket and rectangular channels in the hot shield. These are laid along the much larger poloidal field to minimize magnetohydrodynamic (MHD) pressure drop. Although the neutron wall loading of 18.1 MW/m2 is high, resulting in a radiation heat flux on the first wall of 4.6 MW/m2, three aspects of the design have made the removal of the reactor power at high temperature possible. These are: (1) the use of small-diameter circular tubes as coolant channels in the first wall, (2) the use of high-velocity MHD turbulent flow in the first-wall coolant tubes, and (3) thermal separation of the first-wall and blanket/shield coolant circuits, thereby allowing different exit temperatures. The thermal-hydraulic design was optimized by a design code developed for this purpose. Detailed structural design was performed by the finite element code ANSYS. The coolant inlet temperature is 320°C, and the coolant exit temperatures for the first-wall and blanket/shield coolant circuits are 442°C and 700°C, respectively. Lithium flow velocity in the first-wall coolant tubes is 21.6 m/s, and is ≤ 50 cm/s in the blanket/shield coolant channels. The total pressure drop in the first-wall coolant circuit is 10 MPa and in the blanket coolant circuit it is 3 MPa. The pumping power for coolant circulation is less than 5% of the net electric output. The material stresses are well within the design limits. The TITAN-I design suggests the feasibility and advantage of liquid-metal cooling of high wall loading RFP fusion reactors.
重水素-トリチウム燃料を用いたTITAN-I逆転磁場ピンチ（RFP）核融合炉の第一壁、ブランケット、および遮蔽体の熱流動設計と構造設計について提示する。RFP炉の特徴である低いトロイダル磁場を活用し、液体リチウムを一次冷却材として使用して高温で熱エネルギーを除去し、44%という高い発電効率を実現している。液体リチウムの使用により、一次冷却材がトリチウム増殖材を兼ねる自己冷却型核融合炉心の設計が可能となった。構造材料にはバナジウム合金V-3Ti-1Siを採用している。第一壁/ブランケットには管状冷却チャネルを、高温遮蔽体には矩形冷却チャネルを用いている。これらはより大きなポロイダル磁場に沿って配置され、MHD圧力損失を最小化している。中性子壁負荷18.1 MW/m²は高く、第一壁の放射線熱流束は4.6 MW/m²に達するが、以下の3つの設計特徴により高温での炉心出力除去が可能となっている：（1）第一壁における小径円管冷却チャネルの使用、（2）第一壁冷却管内での高速MHD乱流の利用、（3）第一壁とブランケット/遮蔽体の冷却回路の熱的分離により、異なる出口温度を実現。熱流動設計は専用に開発した設計コードにより最適化され、詳細構造設計は有限要素コードANSYSにより実施された。冷却材入口温度は320°Cであり、第一壁冷却回路の出口温度は442°C、ブランケット/遮蔽体冷却回路の出口温度は700°Cである。第一壁冷却管内のリチウム流速は21.6 m/s、ブランケット/遮蔽体冷却チャネル内では50 cm/s以下である。第一壁冷却回路の全圧力損失は10 MPa、ブランケット冷却回路では3 MPaである。冷却材循環のためのポンプ動力は正味発電出力の5%未満である。材料応力はすべて設計許容値内に収まっている。TITAN-I設計は、高壁負荷RFP核融合炉における液体金属冷却の実現可能性と利点を示している。