AbstractAn important issue met during the design of a tokamak reactor is the one due to the pulsed way of operation of the machine, which induces fatigue phenomena in most basic components. In the pesent study the objective has been to analyse the behaviour of a pebble bed, helium cooled blanket, in order to be able to compare its performances with those of the other blankets concepts. The idea is to use the latent heat of fusion of some litium alloys (FLIBE, LiF+BeF2) to reduce the outlet temperature oscillation of helium coolant and the thermal stress in the module.In fact, during the burn time, the power produced by the breeder can bring the FLIBE alloy to melting conditions, which should keep also during the reactor's dwell time, making use of the capacity of thermal storage of the FLIBE litium alloy. The breeder is contained in spherical SiC shells to allow the batch tritium recovery operations. Further, the lay-out of the module results simplier, since no helium pipes are needed. Spheres, 6 cm diameter, are randomly packed in a blanket module and cooled by 10 bars pressurized helium.Ansaldo D.N.T. has brought forward some analyses to prove the feasibility of this blanket design and in particular: (i) compatibility analysis of structural and breeder materials; (ii) verification of spheres behaviour under operating conditions; (iii) thermohydraulic study to evaluate the blanket behaviour in the event of accident for coolant loss or critical pressure drop. For the second and third item an original Fast Running Code was developed to simulate some different working conditions of the reactor. The first results of this study show that the objective of minimizing outlet temperature oscillations of helium has been reached.
トカマク型原子炉の設計において直面する重要な問題の一つは、装置のパルス運転方式に起因するものであり、これによりほとんどの基本構成要素に疲労現象が誘起される。本研究では、ペブルベッド型ヘリウム冷却ブランケットの挙動を解析し、他のブランケット概念との性能比較を行うことを目的とした。その着想は、FLIBE（LiF+BeF₂）などのリチウム合金の潜熱を利用して、ヘリウム冷却材の出口温度変動とモジュール内の熱応力を低減することである。実際、燃焼期間中に増殖材が生成する出力によりFLIBE合金が溶融状態に達する可能性があり、この状態を炉の停止期間中も維持することで、FLIBEリチウム合金の蓄熱能力を活用する。増殖材は球状のSiCシェル内に封入され、これによりバッチ式トリチウム回収が可能となる。さらに、ヘリウム配管が不要となるため、モジュールのレイアウトはより単純化される。直径6cmの球体はブランケットモジュール内にランダムに充填され、10気圧のヘリウムによって冷却される。Ansaldo D.N.T.社は、このブランケット設計の実現可能性を実証するための解析を実施した。具体的には、(i) 構造材料と増殖材料の適合性解析、(ii) 運転条件下における球体の挙動検証、(iii) 冷却材喪失または臨界圧力低下という事故時におけるブランケット挙動を評価するための熱水力学的研究である。第2項目と第3項目については、原子炉の異なる運転条件をシミュレートするための独自の高速計算コードが開発された。本研究の初期結果は、ヘリウムの出口温度変動を最小化するという目標が達成されたことを示している。