AbstractThe water-cooled lithium–lead (WCLL) blanket is based on reduced-activation ferritic–martensitic steel as the structural material, the liquid alloy Pb–17Li as breeder and neutron multiplier, and water at typical PWR conditions as coolant. It was developed for DEMO specifications and shall be tested in ITER. In 1999, a reactor parameter optimization was performed in the EU which yielded improved specifications of what could be an attractive fusion power plant. Compared to DEMO, such a power reactor would be different in lay-out, size and performance, thus requiring to better exploit the potential of the WCLL blanket concept in conjunction with a water-cooled divertor. Several new approaches are currently under evaluation. This paper outlines several specific modifications, it highlights progress made on various issues and outlines the R&D work which is still required to define an improved reference design for the WCLL concept.
水冷リチウム鉛（WCLL）ブランケットは、構造材料として低放射化フェライト・マルテンサイト鋼、増殖材および中性子増倍材として液体合金Pb–17Li、冷却材としてPWR条件の水を使用する。本ブランケットはDEMO用に開発され、ITERで試験される予定である。1999年には、EUにおいて魅力的な核融合発電所となり得る改良仕様を得るための炉パラメータ最適化が実施された。DEMOと比較して、そのような発電炉は、レイアウト、規模、性能において異なるものとなるため、水冷ダイバータと組み合わせたWCLLブランケットの可能性をより一層活用することが必要となる。現在、いくつかの新しいアプローチが評価されている。本論文では、いくつかの具体的な改良点を概説し、各種課題に関する進展を強調するとともに、WCLLコンセプトの改良参照設計を定義するために今後必要となる研究開発課題を概説する。