AbstractWithin the European Community Fusion Technology Programme, two solid breeder-blankets for a DEMO reactor are being developed. The two blankets have various features in common: helium as coolant and as tritium-purge gas; the martensitic steel MANET as a structural material; and beryllium as the neutron multiplier. The configurations of the two blankets, however, are different: in the breeder inside tube concept, the breeder materials are LiA1O2 or Li2ZrO3 in the form of annular pellets contained in tubes surrounded by beryllium blocks, with the coolant helium being outside the tubes; in contrast, in the breeder out of tube concept, the breeder and multiplier materials are Li4SiO4 and beryllium pebbles, forming a mixed bed placed outside the tubes containing the coolant helium. The main critical issues for both blankets are the behaviour of the breeder ceramics, and of beryllium under irradiation and the tritium control. Other issues are the low temperature irradiation-induced embrittlement of the MANET; the mechanical effects caused by major plasma disruptions; and safety and reliability. The R&D work concentrates on these issues. The development of martensitic steels, including MANET, is part of a separate programme. Breeder ceramics and beryllium irradiations have been performed so far under conditions which do not cover the peak values projected for the DEMO blankets. Further irradiations in thermal reactors and in fast reactors, especially for beryllium, are required. Effective tritium control requires the development of permeation barriers and/or of methods of oxidation of the tritium in the main helium cooling system. First promising results have been obtained also in the field of mechanical effects from plasma disruptions and safety and reliability. However, further work is required in the reliability field and to validate the codes for the calculations of the plasma disruption effects.
欧州共同体核融合計画において、DEMO炉用の2つの固体増殖ブランケットが開発されている。この2つのブランケットには、冷却材およびトリチウムパージガスとしてのヘリウム、構造材料としてのマルテンサイト鋼MANET、そして中性子増倍材としてのベリリウムという、いくつかの共通した特徴がある。しかしながら、2つのブランケットの構成は異なる。管内増殖概念では、増殖材はLiA1O2またはLi2ZrO3であり、ベリリウムブロックで囲まれた管に封入された環状ペレットの形態をとり、冷却材ヘリウムは管の外側にある。対照的に、管外増殖概念では、増殖材および増倍材はLi4SiO4とベリリウムペブルであり、冷却材ヘリウムを収容する管の外側に配置された混合充填層を形成する。両ブランケットにとっての主要な重大問題は、増殖セラミックスとベリリウムの照射下での挙動、およびトリチウム制御である。その他の問題は、MANETの低温照射誘起脆化、大規模プラズマディスラプションによって引き起こされる機械的影響、ならびに安全性と信頼性である。研究開発作業はこれらの問題に集中している。MANETを含むマルテンサイト鋼の開発は、別の計画の一部である。増殖セラミックスとベリリウムの照射は、これまでDEMOブランケットに対して予測されたピーク値をカバーしない条件下で行われてきた。熱中性子炉および高速炉におけるさらなる照射、特にベリリウムについての照射が必要とされる。効果的なトリチウム制御には、透過障壁の開発、および/または主ヘリウム冷却系におけるトリチウムの酸化方法の開発が必要である。プラズマディスラプションによる機械的影響、ならびに安全性と信頼性の分野でも、初期の有望な結果が得られている。しかしながら、信頼性の分野におけるさらなる作業と、プラズマディスラプション影響の計算コードを検証するための作業が必要である。