FusionPapers
図版検索トレンドwiki日本の研究
© 2026 FUSIONPAPERS
About法務情報
トップに戻る

Development of water-cooled cylindrical blanket in JA DEMO

Someya Youji, Tanigawa Hiroyasu, Sakamoto Yoshiteru, the Joint Special Design Team for Fusion DEMO2024年4月Nuclear FusionIF 3出版社

The concept of the tritium breeding blanket for Japan's DEMOnstration fusion reactor (JA DEMO) has been developed with pressure tightness against in-box loss-of-coolant accidents based on a water-cooled solid breeder concept. The cooling conditions are designed on the pressurized-water reactor water conditions which are the coolant temperature of 290 °C–325 °C and the operating pressure of 15.5 MPa, respectively. The point of the blanket design is to reduce the amount of structural material in casing as well as to ensure its pressure tightness. This is because a decrease in the amount of structural material improves tritium breeding ratio (TBR). A cylindrical structure, a thin wall casing structure which ensures pressure tightness and could increase TBR, is feasible. However, a relatively larger useless space is expected between modules when the cylindrical blanket modules are arranged in a vacuum vessel, which could decrease TBR. Therefore, the cylindrical blanket modules are to be in a close-packed arrangement to reduce useless space. The Be12Ti block (which shows a minor swelling compared to Be) is selected to achieve the target TBR as the net Be density is equivalent to the case of the Be pebble. The use of Be12Ti blocks can reduce or remove the cooling piping inside the module as the Be12Ti block has a higher thermal conductivity than pebbles. As a result of the neutronics, finite element method, and computational fluid dynamics analyses, it was found that the target TBR value can be achieved in cylindrical structure blanket that ensure pressure tightness.

日本語訳

日本国の核融合実証炉(JA DEMO)用トリチウム増殖ブランケットの概念は、水冷却固体増殖方式に基づき、筐体内冷却材喪失事故に対する耐圧性を備えて開発されてきた。冷却条件は、冷却材温度290 °C–325 °C、運転圧力15.5 MPaという加圧水型原子炉の冷却条件に基づいて設計されている。ブランケット設計の要点は、その耐圧性を確保するとともに、ケーシングにおける構造材量を低減することである。これは、構造材量の減少がトリチウム増殖比(TBR)を向上させるためである。耐圧性を確保し、TBRを増加させ得る薄肉ケーシング構造である円筒構造が実現可能である。しかしながら、円筒ブランケットモジュールを真空容器内に配置した場合、モジュール間に比較的大きな無駄空間が生じることが予想され、これによりTBRが低下する可能性がある。したがって、円筒ブランケットモジュールは、無駄空間を低減するために最密充填配置とすることとしている。Be12Tiブロック(Beと比較してスエリングが小さい)は、正味のBe密度がBeペブルの場合と同等であることから、目標TBRを達成するために選定されている。Be12Tiブロックの使用は、Be12Tiブロックがペブルよりも高い熱伝導率を有するため、モジュール内部の冷却配管を低減または除去することができる。中性子工学、有限要素法、および数値流体力学解析の結果、耐圧性を確保する円筒構造ブランケットにおいて目標TBR値を達成できることが見出された。

wiki

DEMO

AIによる論文要約

水冷式円筒型ブランケットの開発
JAこの論文は、核融合炉の設計に携わる研究者や技術者、学生に有益です。ブランケットの設計手法と、その性能評価について学べます。#核融合炉 #ブランケット #トリチウム増殖 #設計 #性能評価

この論文では、日本の実証炉(JA DEMO)のトリチウム増殖ブランケットの概念設計について述べています。水冷式固体増殖体を採用し、圧力容器の構造を最適化することで、トリチウム増殖比の向上と冷却性能の確保を目指しています。円筒型モジュールの配置を工夫し、増殖性能を高めることが示されています。

Development of water-cooled cylindrical blanket in JA DEMO
ENThis paper is of interest to fusion researchers and engineers working on blanket design and development for future fusion reactors. The technical details and analyses presented can provide insights and guidance for similar efforts in other fusion programs.#FusionReactor #TritiuumBreedingBlanket #CylindricalBlanketDesign #PressureTightness #StructuralMaterialReduction

This paper describes the development of a water-cooled tritium breeding blanket for Japan's fusion reactor, JA DEMO. The key focus is on designing a cylindrical blanket structure that ensures pressure tightness and reduces the amount of structural material to improve tritium breeding ratio. Analyses show this design can achieve the target tritium breeding ratio.

関連論文

Design and technology development of solid breeder blanket cooled by supercritical water in Japan

2003Nuclear Fusion

Design of the helium cooled lithium lead breeding blanket in CEA: from TBM to DEMO

2017Nuclear Fusion

ITER reference breeding blanket design

1999Fusion Engineering and Design

A helium-cooled blanket design of the low aspect ratio reactor

2000Fusion Engineering and Design

A European proposal for an ITER water-cooled solid breeder blanket

1995Fusion Engineering and Design

Pebble bed, helium cooled, molten salts breeder blanket concept for a tokamak reactor

1991Fusion Engineering and Design

A water cooled, lithium lead breeding blanket for a DEMO fusion reactor

1991Fusion Engineering and Design

Conceptual design of a breeding blanket with super-heated steam cycle for CREST-1

2000Fusion Engineering and Design

ITER breeding blanket design for the enhanced performance phase

1998Fusion Engineering and Design

Conceptual design of solid-type PbxLiy eutectic alloy breeding blanket for CFETR

2023Nuclear Fusion