AbstractThe water-cooled solid breeder blanket concept proposed here aims to replace the shielding blanket for the enhanced performance phase of the international thermonuclear experimental reactor (ITER). The nominal performances are as follows: an average neutron wall load of 1 MW m−2 which corresponds to a fusion power of about 1.5 GW, and an average neutron fluence of 1 MWy m−2. The proposed blanket concept has been designed to accept a power increase of about 30% and power transients up to 3–5 GW for a short time. This blanket concept is based on a breeder inside tube (BIT)-type blanket with poloidal breeding elements made of 316 L-type stainless steel and filled with lithium metazirconate and beryllium pebbles. Inlet and outlet water temperatures of 160 and 200°C have been considered with a medium-pressure cooling system during plasma burn. The diameters of the breeding elements are compatible with the space available in test fission reactor core channels, making in-pile testing, required for blanket development and qualification, easier. A conservative approach using qualified materials, a blanket concept easily testable in fission reactors and on-going mock-up testing, which can be qualified using blanket test modules during the basic performance phase of ITER, will allow the blanket reliability required for the enhanced performance phase to be achieved.
ここで提案される水冷固体増殖ブランケット概念は、国際熱核融合実験炉（ITER）の性能向上段階における遮蔽ブランケットを置き換えることを目的とする。公称性能は以下の通りである：平均中性子壁負荷1 MW m⁻²（これは約1.5 GWの核融合出力に相当する）、および平均中性子フルエンス1 MWy m⁻²である。提案されるブランケット概念は、約30%の出力増加と、短時間の3〜5 GWまでの出力過渡事象を受け入れるよう設計されている。このブランケット概念は、316L型ステンレス鋼製でメタジルコン酸リチウムとベリリウムペブルを充填したポロイダル方向の増殖管を有する管内増殖（BIT）型ブランケットに基づいている。冷却材入口・出口温度は160℃および200℃とし、プラズマ燃焼中の冷却系は中圧とされている。増殖管の直径は、試験用原子炉の炉心チャンネルで利用可能なスペースと適合しており、ブランケット開発および認定に必要な炉内試験を容易にする。認定済み材料を用いた保守的なアプローチと、ITERの基本性能段階におけるブランケット試験モジュールによって認定可能な、試験用原子炉で容易に試験可能なブランケット概念により、性能向上段階に要求されるブランケット信頼性の達成が可能となる。