AbstractA water-cooled and austenitic stainless-steel-structured breeding blanket system is designed for a volumetric neutron source (VNS), based on a steady-state tokamak device. The designed VNS with super-conducting coils has a 4.5 m main radius and a total of 300 MW in fusion power. It yields the tritium consumption of approximately 10 kg per year with 50% availability. It is unrealistic to assume that this amount of tritium could be supplied by other nuclear facilities, therefore, tritium breeding with the VNS device itself should be accommodated. The capability of tritium breeding for the Li-Pb breeder is examined. Compared to ceramic breeding materials, in general, the Li17Pb83 breeder has the potential for a higher tritium breeding ratio. In addition, the compatibility of Li-Pb with water coolant and with structure material at low temperature and low flow velocity may be acceptable. The calculated local TBR in the present design reached 1.4 or more in the Li-Pb breeder with a sufficient thickness of the breeding zone. The temperature distribution in the breeding region of the Li-Pb blanket was controlled to avoid corrosion of the structure material, using a double-walled cooling panel. The net TBR might attain the acceptable value when only the outboard Li-Pb blanket is used, since the contribution of outboard blanket to tritium breeding is higher than its coverage.
水冷・オーステナイト系ステンレス鋼構造の増殖ブランケットシステムが、定常トカマク装置に基づく体積中性子源（VNS）用に設計されている。設計されたVNSは、超伝導コイルを有し、主半径4.5 m、総核融合出力300 MWである。これにより、50%の稼働率で年間約10 kgのトリチウム消費量が得られる。この量のトリチウムを他の核施設から供給することは非現実的であるため、VNS装置自体によるトリチウム増殖が考慮されるべきである。Li-Pb増殖材のトリチウム増殖能力が検討されている。一般に、セラミック増殖材料と比較して、Li17Pb83増殖材はより高いトリチウム増殖比の可能性を有する。さらに、Li-Pbと水冷却材および構造材料との適合性は、低温・低流速条件下では許容可能であり得る。本設計における計算上の局所トリチウム増殖比（TBR）は、十分な厚さの増殖領域を有するLi-Pb増殖材において1.4以上に達した。Li-Pbブランケットの増殖領域における温度分布は、二重壁冷却パネルを用いることにより、構造材料の腐食を回避するように制御された。外部ブランケットのみを使用する場合、外部ブランケットのトリチウム増殖への寄与はその被覆率よりも高いため、正味TBRは許容値に達する可能性がある。