New design approaches are proposed for the LHD-type heliotron D–T demo-reactor FFHR2 to solve the key engineering issues of blanket space limitation and replacement difficulty. A major radius of over 14 m is selected to permit a blanket-shield thickness of about 1 m and to reduce the neutron wall loading and toroidal field, while achieving an acceptable cost of electricity. Two sets of optimization are successfully carried out. One is to reduce the magnetic hoop force on the helical coil support structures by adjustment of the helical winding coil pitch parameter and the poloidal coils design, which facilitates expansion of the maintenance ports. The other is a long-life blanket concept using carbon armour tiles that soften the neutron energy spectrum incident on the self-cooled flibe-reduced activation ferritic steel blanket. In this adaptation of the spectral-shifter and tritium breeder blanket (STB) concept a local tritium breeding ratio over 1.2 is feasible by optimized arrangement of the neutron multiplier Be in the carbon tiles, and the radiation shielding of the superconducting magnet coils is also significantly improved. Using constant cross sections of a helically winding shape, the 'screw coaster' concept is proposed to replace in-vessel components such as the STB armour tiles. The key R&D issues for developing the STB concept, such as radiation effects on carbon and enhanced heat transfer of Flibe, are elucidated.
LHD型ヘリオトロンD–Tデモ炉FFHR2に対して、ブランケット空間の制約と交換の困難さという主要な工学的課題を解決するための新しい設計アプローチが提案されている。主半径14 m超が選択され、約1 mのブランケット・シールド厚を可能にし、中性子壁負荷とトロイダル磁場を低減しつつ、許容可能な発電コストを達成する。2組の最適化が成功裏に実施された。1つは、ヘリカル巻線コイルのピッチパラメータとポロイダルコイル設計の調整により、ヘリカルコイル支持構造への磁気フープ力を低減し、保守ポートの拡張を容易にするものである。もう1つは、自己冷却フリーベ・低放射化フェライト鋼ブランケットに入射する中性子エネルギースペクトルを軟化させる炭素アーマータイルを用いた長寿命ブランケット概念である。このスペクトルシフタ兼トリチウム増殖ブランケット(STB)概念の適用において、炭素タイル内の中性子増倍材Beの最適配置により、局所トリチウム増殖比1.2超が実現可能であり、超伝導磁石コイルの放射線遮蔽も大幅に改善される。らせん巻き形状の一定断面を用いて、STBアーマータイルなどの炉内機器を交換するための「スクリューコースター」概念が提案されている。STB概念の開発における主要な研究開発課題、例えば炭素への放射線影響やフリーベの伝熱促進などが明らかにされている。