AbstractA scoping neutronics study has been carried out for an engineering test fusion breeder. Several fast fission blanket schemes have been studied for different tritium breeders, such as Li, LiPb, FliBe and Li2O. The variation of neutronics performance with the accumulation of fission fuel has also been studied for tritium breeding, fission fuel breeding and energy deposition. The study has been made to enhance the fissile fuel production while breaking even in tritium. To alleviate the critical problem of MHD pressure drop and to simplify the reactor structure, fission material is placed only in the outboard blanket. After optimization, calculation results based on a one-dimensional model show that the required performance can be achieved for Li, LiPb and Li2O blankets, while the performance is far from satisfactory for FLiBe. Finally, multi-dimensional calculations were performed for a liquid Li blanket.
スコーピング中性子工学調査が、工学試験核融合増殖炉のために実施された。異なるトリチウム増殖材、例えばLi、LiPb、FliBeおよびLi2Oに対して、いくつかの高速核分裂ブランケット方式が検討された。核分裂燃料の蓄積に伴う中性子工学性能の変化も、トリチウム増殖、核分裂燃料増殖およびエネルギー堆積について検討された。トリチウム増殖においてバランスを保ちつつ核分裂燃料生産を向上させるために、調査が行われた。MHD圧力損失の臨界問題を軽減し、炉構造を簡素化するため、核分裂材料は外側ブランケットのみに配置された。最適化の後、一次元モデルに基づく計算結果は、Li、LiPbおよびLi2Oブランケットでは要求性能を達成できる一方、FliBeでは性能が満足できるものではないことを示した。最後に、液体Liブランケットに対して多次元計算が実施された。