AbstractA blanket design concept using Pb17Li eutectic alloy as both breeder material and coolant is described. Such a self-cooled blanket for the boundary conditions of a DEMO-reactor is under development at the Kernforschungszentrum Karlsruhe (KfK) in the frame of the European blanket development program. Results of investigations in the areas of design, neutroncs, magneto-hydrodynamics, thermo-mechanics, ancillary loop systems, and safety are reported. Based on recent progress, it can be concluded that the boundary conditions of a DEMO-reactor can be met, tritium self-sufficiency can be obtained without using beryllium as an additional neutron multiplier, and tritium inventory and permeation are acceptably low. However, to completely judge the feasibility of the proposed concept, further studies are necessary to obtain a better understanding of the magneto-hydrodynamic phenomena and their effects on the thermal-hydraulic performance of a fusion reactor blanket.
Pb‥17Li共晶合金を増殖材兼冷却材として用いるブランケット設計概念について述べる。この自己冷却型ブランケットは、欧州ブランケット開発計画の枠組みの中で、カールスルーエ核研究センター（KfK）においてDEMO炉の境界条件に基づき開発が進められている。設計、中性子工学、電磁流体力学、熱力学、補助ループシステム、安全性に関する調査結果を報告する。最近の進展に基づき、DEMO炉の境界条件を満たすことができ、ベリリウムを追加の中性子増倍材として用いることなくトリチウム自給自足が達成可能であり、トリチウムインベントリと透過量は許容可能な水準であると結論づけられる。しかしながら、提案された概念の実現可能性を完全に評価するためには、核融合炉ブランケットの熱流体力学的性能に対する電磁流体力学現象の影響をより深く理解するためのさらなる研究が必要である。