The neutronic response of consisting materials of the Korean fusion DEMOnstration reactor (K-DEMO) in its fusion neutron environment is a crucial consideration factor from the conceptual design stage of the K-DEMO. Especially in the design of in-vessel components (IVCs) of the K-DEMO that are placed in the most extreme neutron irradiation field, neutronic damage of constituent components is a major limiting factor that determines the lifetime of IVCs. From the analysis of the neutronic response of IVCs of the K-DEMO, the neutron wall loading (NWL) related to the tritium breeding ratio and nuclear heating of IVCs can be quantified to assess the self-sufficient supply of tritium, and thermal energy transferred from fusion neutrons, respectively. The calculated NWL shows that the harmonizing design of the cooling configuration of each blanket segment with the corresponding NWL is critical thermos-hydraulic design issue for the efficient utilization of thermal energy in the blanket. Another finding is that the double null magnetic field configuration and related blanket configuration with a water-cooled pebble bed of the K-DEMO make a self-sufficient tritium supply challenging. The implicated lifetime of the first plasma-facing tungsten wall of the K-DEMO is around 2 full power years (FPY) in the severely neutron-irradiated region. For the reduced activation ferritic/martensitic steel layers in the blanket, the lifetime of it is estimated around 4 FPY in the inboard region. Based on the response analysis results of this study, optimization of the design of the K-DEMO will continue iteratively in the future.
韓国核融合実証炉(K-DEMO)の核融合中性子環境における構成材料の中性子応答は、K-DEMOの概念設計段階から重要な考慮因子である。特に、最も過酷な中性子照射場に置かれるK-DEMOの炉内機器(IVCs)の設計において、構成要素の中性子損傷はIVCsの寿命を決定する主要な制限因子である。K-DEMOのIVCsの中性子応答の解析から、トリチウム増殖比に関連する中性子壁負荷(NWL)とIVCsの核発熱を定量化し、それぞれトリチウムの自給供給と核融合中性子から伝達される熱エネルギーを評価することができる。計算されたNWLは、各ブランケットセグメントの冷却構成を対応するNWLと調和させる設計が、ブランケット内の熱エネルギーの効率的利用にとって重要な熱水力設計課題であることを示している。もう一つの知見は、K-DEMOのダブルヌル磁場配位と、水冷却ペブルベッドを備えた関連するブランケット配位が、トリチウムの自給供給を困難にしていることである。K-DEMOの最初のプラズマ対向タングステン壁の示唆される寿命は、中性子照射が厳しい領域で約2 full power years (FPY) である。ブランケット内の低放射化フェライト/マルテンサイト鋼層については、その寿命はインボード領域で約4 FPYと推定される。本研究の応答解析結果に基づき、K-DEMOの設計最適化は今後も反復的に継続される予定である。