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

Mechanical design of the tiber breeding shield

J. Rathke, L. Deutsch1989年Fusion Engineering and DesignIF 1.7出版社

TIBER features a segmented shield assembly that provides the nuclear shielding for the superconducting toroidal field coils. In addition to its primary function, the shield also provides tritium breeding through the use of water coolant that contains 16 wt% dissolved lithium nitrate. Because the TIBER reactor need not provide electrical power, the coolant is maintained at low pressure (0.2 MPa) and low temperature (75 °C). The shield is made in several segments to facilitate assembly and allow for replacement of high heat flux components (divertor blades). The segments are designated as inboard, outboard, upper, lower, and divertor modules. In total, there are 96 separate modules in the machine, consisting of six different types. The design features of the different modules vary primarily depending on the thickness of the shield in a given location. The very thick outboard shield has a breeding zone in the inboard portion of the module, with a shielding zone behind it. The breeding zone consists of a stainless steel casing filled with beryllium spheres. The shielding zone consists of the same casing filled with steel spheres. Both of these zones have lithiated water circulated throughout to provide cooling and breeding. In zones with minimal thickness, tungsten alloys are used to achieve the required shielding. These alloys are incorporated in subassemblies utilizing stainless steel casings surrounding blocks of tungsten heavy metal alloy. These are infiltrated with lead on final assembly to form a thermally continuous panel. Several of these panels are then assembled into an outer stainless steel case to form an inboard module. These modules also use the lithiated coolant. The details of the design are presented and discussed.

日本語訳

TIBERは、超伝導トロイダル磁場コイルの核遮蔽を提供するセグメント化された遮蔽体アセンブリを特徴とする。その主要な機能に加えて、遮蔽体は、16重量%の溶解リチウムを含有する水冷却材を使用することにより、トリチウム増殖も提供する。TIBER炉は電力を供給する必要がないため、冷却材は低圧力(0.2 MPa)および低温(75 °C)に維持される。遮蔽体は、組立を容易にし、高熱流束コンポーネント(ダイバータブレード)の交換を可能にするために、いくつかのセグメントで作製される。セグメントは、内側、外側、上部、下部、およびダイバータモジュールとして指定される。機械内には、6つの異なるタイプからなる合計96個の個別モジュールが存在する。異なるモジュールの設計特徴は、主に所定の位置における遮蔽体の厚さに応じて変化する。非常に厚い外側遮蔽体は、モジュールの内側部分に増殖ゾーンを有し、その背後に遮蔽ゾーンを有する。増殖ゾーンは、ベリリウム球を充填したステンレス鋼ケーシングから構成される。遮蔽ゾーンは、鋼球を充填した同一のケーシングから構成される。これらの両ゾーンには、冷却と増殖を提供するためにリチウム添加水が循環される。最小厚さのゾーンでは、必要な遮蔽を達成するためにタングステン合金が使用される。これらの合金は、タングステン重合金ブロックを取り囲むステンレス鋼ケーシングを利用したサブアセンブリに組み込まれる。これらは、最終組立時に熱的に連続したパネルを形成するために鉛が浸透される。その後、いくつかのこれらのパネルは、内側モジュールを形成するために外側ステンレス鋼ケースに組み立てられる。これらのモジュールもまた、リチウム添加冷却材を使用する。設計の詳細が提示され、議論される。

この論文にはまだAI要約がありません。

関連論文

ITER first wall/shield blanket

1998Fusion Engineering and Design

The breeding shield design for the technology test reactor TIBER-II

1989Fusion Engineering and Design

Inboard shield optimization and divertor shield design for tiber-II

1989Fusion Engineering and Design

Design and issues of the ITER in-vessel components: ITER Joint Central Team and Home Teams

1998Fusion Engineering and Design

Liquid lithium self-cooled breeding blanket design for ITER

1998Fusion Engineering and Design

Engineering design of the TITAN-II divertor

1989Fusion Engineering and Design

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

2000Fusion Engineering and Design

ITER blanket designs

1995Fusion Engineering and Design

Engineering design of the ITER blanket and relevant research and development results

1999Fusion Engineering and Design

Blanket and first wall conceptual design issues of the spherical tokamak power plant

2000Fusion Engineering and Design