This paper presents the significant progress made in the research and development (R&D) of key technologies on the water-cooled solid breeder blanket for the ITER test blanket modules in JAERI. Development of module fabrication technology, bonding technology of armours, measurement of thermo-mechanical properties of pebble beds, neutronics studies on a blanket module mockup and tritium release behaviour from a Li2TiO3 pebble bed under neutron-pulsed operation conditions are summarized.With the improvement of the heat treatment process for blanket module fabrication, a fine-grained microstructure of F82H can be obtained by homogenizing it at 1150 °C followed by normalizing it at 930 °C after the hot isostatic pressing process. Moreover, a promising bonding process for a tungsten armour and an F82H structural material was developed using a solid-state bonding method based on uniaxial hot compression without any artificial compliant layer. As a result of high heat flux tests of F82H first wall mockups, it has been confirmed that a fatigue lifetime correlation, which was developed for the ITER divertor, can be made applicable for the F82H first wall mockup. As for R&D on the breeder material, Li2TiO3, the effect of compression loads on effective thermal conductivity of pebble beds has been clarified for the Li2TiO3 pebble bed. The tritium breeding ratio of a simulated multi-layer blanket structure has successfully been measured using 14 MeV neutrons with an accuracy of 10%. The tritium release rate from the Li2TiO3 pebble has also been successfully measured with pulsed neutron irradiation, which simulates ITER operation.
本論文は、JAERIにおけるITERテストブランケットモジュール用の水冷却固体増殖ブランケットに関する主要技術の研究開発における顕著な進展について述べるものである。モジュール製造技術、アーマー接合技術、ペブルベッドの熱機械的特性の測定、ブランケットモジュールモックアップの中性子工学的研究、ならびにパルス中性子照射条件下でのLi2TiO3ペブルベッドからのトリチウム放出挙動に関する開発の概要をまとめたものである。ブランケットモジュール製造のための熱処理プロセスの改良により、ホットアイソスタティックプレス処理後に1150°Cで均質化処理を施し、続いて930°Cで焼ならしを行うことにより、F82Hの微細粒組織が得られることが示された。さらに、タングステンアーマーとF82H構造材料の接合については、軟質中間層を用いない固相拡散接合による一軸熱間圧縮プロセスが有望であることが実証された。F82H第一壁モックアップの高熱流束試験の結果、ITERダイバータ用に開発された疲労寿命相関式がF82H第一壁モックアップにも適用可能であることが確認された。増殖材料であるLi2TiO3については、ペブルベッドの有効熱伝導率に及ぼす圧縮荷重の影響が明らかにされた。さらに、模擬多層ブランケット構造のトリチウム増殖比が14MeV中性子を用いて10%の精度で測定され、またITER運転を模擬したパルス中性子照射下でのLi2TiO3ペブルベッドからのトリチウム放出率の測定にも成功した。