Tritium production in a fusion reactor is essential for a deuterium-tritium burning plasma source, and designing a lithium-containing breeder blanket is crucial for a closed fuel cycle in an electricity-to-grid power plant. Tritium is a rare resource, currently produced only in a limited number of fission reactors and other low-output facilities. Due to the lack of experimental data in this area, neutronics calculations will guide the design of the first-generation fusion blankets tasked with tritium fuel production as without maximised breeding potential, reactor startup times may need to be postponed due to a low global inventory. This paper describes an optimisation workflow that segments a DEMO-style blanket to allow flexibility in material allocation, along with the necessary validation steps for repeatable results. The developed blanket is tested within the neutronics code OpenMC to evaluate the performance of a hybrid liquid metal–molten salt breeder. FLiBe is found to be an efficient neutron reflector, showing performance increases of 7%, resulting in an overall tritium breeding ratio (TBR) of 1.11, even with a natural abundance of 7.5 % lithium-6. Analysis of the neutron spectral profile indicates a shift towards thermal neutrons when reflected from FLiBe placed at the rear of the design. The use of molten salt as a reflector is novel as a result of its ability to breed tritium and provide a secondary increase in TBR through the reflection of neutrons. A dual system would require more complex engineering, but may offer a solution for compact reactors and/or systems with low lithium enrichment.
核融合炉におけるトリチウム生産は、重水素-トリチウム燃焼プラズマ源にとって不可欠であり、リチウム含有増殖ブランケットの設計は、電力系統向け発電プラントにおける閉鎖燃料サイクルにとって極めて重要である。トリチウムは希少資源であり、現在は限られた数の核分裂炉およびその他の低出力施設でのみ生産されている。この分野の実験データが不足しているため、中性子工学計算は、トリチウム燃料生産を担う初代核融合ブランケットの設計を導くことになる。なぜなら、増殖能が最大化されなければ、世界的な在庫量が少ないために、原子炉の起動時期を延期する必要が生じる可能性があるからである。本論文は、材料割り当ての柔軟性を可能にするためにDEMO型ブランケットを分割する最適化ワークフローと、再現可能な結果を得るための必要な検証手順について述べる。開発されたブランケットは、中性子工学コードOpenMC内で試験され、ハイブリッド液体金属-溶融塩増殖体の性能を評価する。FLiBeは効率的な中性子反射体であることが分かり、7%の性能向上を示し、その結果、7.5 %の天然存在比のリチウム-6であっても、全体的なトリチウム増殖比（TBR）は1.11となった。中性子スペクトルプロファイルの解析は、設計の後部に配置されたFLiBeで反射された中性子が熱中性子へシフトすることを示している。溶融塩の反射体としての使用は、トリチウムを増殖させ、中性子の反射を通じてTBRの二次的な増加を提供する能力があるため、新規である。二重システムはより複雑な工学を必要とするが、コンパクトな原子炉および/または低リチウム濃縮システムに対する解決策を提供する可能性がある。