A preliminary conceptual design of a reactor cavity has been carried out for a heavy ion fusion reactor system, “HIBLIC-I” [1]. Design efforts have been mainly concentrated on the feasibility of the physical scenario adopted in the design and also on the system integration of structures and components into a compact reactor cavity. The design features of the reactor are summarized as follows: A compact reactor cavity is surrounded by a sacrificial wall protected against target explosions by a cylindrical lithium fall (Li curtain), which later flows upward between the sacrificial wall and a coaxial cavity wall to form a thick lithium layer which serves as a tritium breeding blanket. This configuration makes it possible to raise the outlet coolant temperature up to 500°C with the saturation temperature of lithium in the cavity being less than that corresponding to the pressure of 10−2 Pa necessary for heavy ion beam transmissions. The sacrificial and cavity wall have different design lives of 2 (scheduled replacement) and 30 years (reactor life), respectively, which are confirmed from neutron calculations. The sacrificial wall is placed sufficiently apart from the lithium curtain to reduce a dynamic loading generated by the curtain disruption. (The pressure generation in the thick lithium layer due to the neutron irradiation is avoided by introducing noncondensable gas bubbles or compressible substance.) From the viewpoint of better compatibility with flowing high temperature lithium, a ferritic steel, HT-9, instead of stainless steel is employed as the structural material, and cold and hot traps are installed to control impurities in the liquid lithium using monitoring and sampling devices. The neutron calculation gives a high breeding gain of tritium in the present blanket. For a recovery of tritium from the liquid lithium, a tritium trapping system with yttrium solvent is proposed and integrated into the system.
重イオン核融合炉システム「HIBLIC-I」[1]に対して、炉心キャビティの予備設計を実施した。設計の主な焦点は、採用した設計における物理シナリオの実現可能性と、コンパクトな炉心キャビティへの構造物・構成要素のシステム統合に置かれた。炉心キャビティの設計特徴は以下のように要約される。コンパクトな炉心キャビティは、ターゲット爆発から保護する犠牲壁によって囲まれており、この犠牲壁は円筒状のリチウムカーテン（Liカーテン）によって保護されている。このリチウムカーテンは、犠牲壁と同軸のキャビティ壁との間を上向きに流れ、厚いリチウム層を形成してトリチウム増殖ブランケットとして機能する。この構成により、重イオンビーム伝播に必要な10⁻² Paの圧力に対応するリチウムの飽和温度未満を維持しつつ、冷却材出口温度を500°Cまで上昇させることが可能となる。犠牲壁とキャビティ壁の設計寿命は、それぞれ2年（計画交換）と30年（炉寿命）に設定されており、これらは中性子計算により確認されている。犠牲壁は、カーテンの破断時に生じる動的荷重を低減するため、リチウムカーテンから十分な距離を隔てて配置されている。（中性子照射による厚いリチウム層内での圧力発生は、非凝縮性ガス泡または圧縮性物質の導入により回避される。）流動する高温リチウムとの適合性の観点から、構造材料にはステンレス鋼ではなくフェライト鋼HT-9が採用され、液体リチウム中の不純物を制御するために、モニタリングおよびサンプリング装置を用いた高温・低温トラップが設置されている。中性子計算により、本ブランケットにおけるトリチウム増殖比は高い値を示すことが確認されている。液体リチウムからのトリチウム回収には、イットリウム溶媒を用いたトリチウム捕獲システムが提案され、システムに統合されている。