The main function of the ITER blanket shield block (SB) is to provide nuclear shielding and support the first wall (FW) panel. It needs to accommodate all the components located on the vacuum vessel (in particular the in-vessel coils, blanket manifolds and the diagnostics). The conceptual, preliminary and final design reviews have been completed in the framework of the Blanket Integrated Product Team. The Korean Domestic Agency has successfully completed not only the final design activities, including thermo-hydraulic and thermo-mechanical analyses for SBs #2, #6, #8 and #16, but also the SB full scale prototype (FSP) pre-qualification program prior to issuing of the procurement agreement. SBs #2 and #6 are located at the in-board region of the tokamak. The pressure drop was less than 0.3 MPa and fully satisfied the design criteria. The thermo-mechanical stresses were also allowable even though the peak stresses occurred at nearby radial slit end holes, and their fatigue lives were evaluated over many more than 30 000 cycles. SB #8 is one of the most difficult modules to design, since this module will endure severe thermal loading not only from nuclear heating but also from plasma heat flux at uncovered regions by the FW. In order to resolve this design issue, the neutral beam shine-through module concept was applied to the FW uncovered region and it has been successfully verified as a possible design solution. SB #16 is located at the out-board central region of the tokamak. This module is under much higher nuclear loading than other modules and is covered by an enhanced heat flux FW panel. In the early design stage, many cooling headers on the front region were inserted to mitigate peak stresses near the access hole and radial slit end hole. However, the cooling headers on the front region needed to be removed in order to reduce the risk from cover welding during manufacturing. A few cooling headers now remain after efforts through several iterations to remove them and to optimize the cooling channels. The SB #8 FSP was manufactured and tested in accordance with the pre-qualification program based on the preliminary design, and related R&D activities were implemented to resolve the fabrication issues. This paper provides the current status of the final design and relevant R&D activities of the blanket SB.
ITERブランケット遮蔽ブロック（SB）の主な機能は、核遮蔽を提供し、第一壁（FW）パネルを支持することである。それは、真空容器上に配置されたすべての構成要素（特に、容器内コイル、ブランケットマニホールド、および診断装置）を収容する必要がある。概念設計、予備設計、および最終設計の各レビューは、ブランケット統合プロダクトチームの枠組みの中で完了している。韓国国内機関は、SB #2、#6、#8、および#16に対する熱流動解析および熱機械解析を含む最終設計活動だけでなく、調達協定の発行に先立って、SB実規模プロトタイプ（FSP）事前認定プログラムも首尾よく完了した。SB #2および#6は、トカマクの内側領域に位置している。圧力損失は0.3 MPa未満であり、設計基準を完全に満たしていた。熱機械応力も、ピーク応力が近傍のラジアルスリット端部穴で発生したにもかかわらず許容範囲内であり、それらの疲労寿命は30 000サイクルをはるかに超える回数にわたって評価された。SB #8は、このモジュールが核加熱だけでなくFWによって覆われていない領域でのプラズマ熱流束による厳しい熱負荷に耐えるため、設計が最も困難なモジュールの1つである。この設計上の問題を解決するために、ニュートラルビーム・シャインスルー・モジュール概念がFW非被覆領域に適用され、可能な設計解として首尾よく検証された。SB #16は、トカマクの外側中央領域に位置している。このモジュールは他のモジュールよりもはるかに高い核負荷を受けており、高熱流束FWパネルで覆われている。初期設計段階では、アクセス穴およびラジアルスリット端部穴付近のピーク応力を緩和するために、前面領域に多くの冷却ヘッダが挿入された。しかし、製造中のカバー溶接によるリスクを低減するために、前面領域の冷却ヘッダは除去する必要があった。それらを除去し冷却チャネルを最適化するための数回の反復作業を経て、現在は少数の冷却ヘッダのみが残っている。SB #8 FSPは、予備設計に基づく事前認定プログラムに従って製造および試験され、製造上の問題を解決するための関連する研究開発活動が実施された。本論文は、ブランケットSBの最終設計と関連する研究開発活動の現状を提供する。