AbstractAs the international thermonuclear experimental reactor (ITER) project has proceeded to the engineering design activity (EDA) phase, the design parameters of the reactor have been reconsidered from those in the conceptual design activity (CDA) phase. The fusion power is one of the parameters being reconsidered. In the primitive assessment, the possibility of a fusion power of 1.5−3.0 GW was indicated. With simultaneous enlargement of the reactor dimensions, the neutron wall loading would be 1.2−2.3 times as high as that in the CDA phase. A tritium breeding blanket with ceramic breeder pebbles, proposed by Japan in the CDA phase, has been investigated for the accommodation of these high fusion powers. For a layered pebble bed-type blanket, the breeder and neutron multiplier layer thicknesses have been adjusted to allow a power variation from 1.5 to 3.0 GW. The neutron and thermal performance of the blanket design have been evaluated, and the tritium inventory in the blanket has been estimated. It has been shown that the layered pebble bed blanket is basically applicable to the high power operating conditions.
国際熱核融合実験炉（ITER）計画が工学設計活動（EDA）段階に進むにつれて、炉の設計パラメータは概念設計活動（CDA）段階のものから再検討されてきた。融合出力は再検討されているパラメータの一つである。初期評価では、1.5〜3.0 GWの融合出力の可能性が示された。炉の寸法の同時的な拡大に伴い、中性子壁負荷はCDA段階の1.2〜2.3倍になると考えられる。CDA段階で日本が提案したセラミック増殖材ペブルを用いたトリチウム増殖ブランケットが、これらの高い融合出力への対応について調査されてきた。層状ペブルベッド型ブランケットについては、増殖材層と中性子増倍材層の厚さが、1.5〜3.0 GWの出力変動を許容するように調整されてきた。ブランケット設計の中性子および熱性能が評価され、ブランケット内のトリチウムインベントリが推定されてきた。層状ペブルベッドブランケットは、高出力運転条件に基本的に適用可能であることが示されてきた。