FusionPapers
図版検索トレンドwiki日本の研究
© 2026 FUSIONPAPERS
About法務情報
トップに戻る

The Karlsruhe solid breeder blanket and the test module to be irradiated in ITER/NET

M.Dalle Donne, E. Bojarsky, U. Fischer, M. Küchle, E. Bogusch1991年Fusion Engineering and DesignIF 1.7出版社

AbstractThe blanket for the DEMO reactor should operate at an average neutron flux of 2.2 MW/m2 for 20000 h. This requires the use of a structural material which can withstand high neutron fluences without swelling. The ferritic steel Manet was chosen for this purpose. The breeder material is in the form of Li4SiO4 pebbles of 0.35 to 0.6 mm diameter. The 6 mm thick beds of pebbles are placed between beryllium plates which are cooled by high pressure helium flowing inside steel tubes. Breeder material and beryllium are contained in radial canisters, placed inside boxes. The coolant helium enters the blanket at 250° C, cools first the box walls and then the breeder and multiplier, and leaves the blanket at 450° C. The maximum temperature in the first wall steel is 550° C, while the minimum and maximum temperatures in the breeder are 380 and 820° C, respectively. The resulting total tritium inventory in the breeder is only 10 g, and the real tridimensional tritium breeding ratio is 1.11. The conceptual design of the test module, of its extraction system and of the required out-of-reactor ancillary systems has allowed an estimate of the time constants of the various components and thus allowed an assessment of the requirements given by the testing of the modules on the NET/ITER machine.

日本語訳

DEMO炉用ブランケットは、20000時間にわたり平均中性子束2.2 MW/m²で運転されるべきである。これには、高い中性子フルエンスに耐え、スエリングを起こさない構造材料の使用が必要となる。この目的のためにフェライト鋼Manetが選定された。増殖材料は、直径0.35〜0.6 mmのLi₄SiO₄ペブル状である。厚さ6 mmのペブル層は、鋼管内を流れる高圧ヘリウムによって冷却されるベリリウム板の間に配置される。増殖材料とベリリウムは、ボックス内に配置されたラジアルカニスターに収容される。冷却材ヘリウムは250°Cでブランケットに入り、まずボックス壁を冷却し、次に増殖材料と増倍材を冷却して、450°Cでブランケットを出る。第一壁鋼の最高温度は550°Cであり、一方、増殖材料内の最低温度と最高温度はそれぞれ380°Cと820°Cである。その結果、増殖材料内の総トリチウムインベントリはわずか10 gであり、実三次元トリチウム増殖比は1.11である。試験モジュール、その抽出システム、および必要な炉外付属システムの概念設計により、各種構成要素の時定数の評価が可能となり、これによりNET/ITER装置でのモジュール試験によって与えられる要件の評価が可能となった。

装置

iter高精度(タイトル一致)

wiki

ITERBreeder blanketNext European TorusSolid breeder
この論文にはまだAI要約がありません。

関連論文

Status of EC solid breeder-blanket designs and R&D for DEMO fusion reactors

1995Fusion Engineering and Design

ITER breeding blanket design for the enhanced performance phase

1998Fusion Engineering and Design

A water cooled, lithium lead breeding blanket for a DEMO fusion reactor

1991Fusion Engineering and Design

Ceramic helium-cooled blanket test module

2000Fusion Engineering and Design

Neutronic and thermal mechanical analyses of ITER-FEAT breeding blanket innovative design

2002Fusion Engineering and Design

A European proposal for an ITER water-cooled solid breeder blanket

1995Fusion Engineering and Design

Technical considerations on tritium breeding blanket systems for a fusion power reactor

1989Fusion Engineering and Design

Conceptual design of solid-type PbxLiy eutectic alloy breeding blanket for CFETR

2023Nuclear Fusion

Conceptual design of a breeding blanket with super-heated steam cycle for CREST-1

2000Fusion Engineering and Design

A helium-cooled blanket design of the low aspect ratio reactor

2000Fusion Engineering and Design