AbstractThe blanket system is one of the most important components of a fusion reactor becuase it has a major impact on both the economics and safety of fusion energy. The primary functions of the blanket in a deuterium-tritium-fueled fusion reactor are to convert the fusion energy into sensible heat and to breed tritium for the fuel cycle. The Blanket Comparison and Selection Study, conducted earlier, described the overall comparative performance of various blanket concepts, including liquid metal, molten salt, water, and helium. This paper discusses the International Thermonuclear Experimental Reactor requirements for a self-cooled blanket that uses liquid Li and for indirectly cooled blankets that use other alkali metals such as NaK. The paper addresses the thermodynamics of interactions between the liquid metals (e.g. Li and NaK) and structural materials (e.g. V-base alloys), together with associated corrosion and compatibility issues. Available experimental data are used to assess the long-term performance of the first wall in a liquid metal environment. Other key issues include development of electrically insulating coatings for the first-wall structural material to minimize magnetohydrodynamic (MHD) pressure drop, and tritium permeation and inventory in self-cooled and indirectly cooled blankets. Acceptable types of coating (based on their chemical compatibility and physical properties) are identified, and surface modifications to achieve these coatings on the first wall are discussed. The assessment examines the extent of our knowledge on the performance of structural materials in liquid metals and identifies needed research and development in several areas to establish performance envelopes for the first wall in a liquid metal environment.
ブランケットは、核融合炉の経済性と安全性の両方に大きな影響を与えるため、核融合炉の最も重要な構成要素の一つである。重水素-トリチウム燃料核融合炉におけるブランケットの主な機能は、核融合エネルギーを顕熱に変換し、燃料サイクルのためのトリチウムを増殖することである。先に実施されたブランケット比較・選定研究では、液体金属、溶融塩、水、ヘリウムを含む様々なブランケット概念の全体的な比較性能が記述された。本論文では、液体Liを使用する自己冷却ブランケットと、NaKなどの他のアルカリ金属を使用する間接冷却ブランケットに対する国際熱核融合実験炉の要件について議論する。本論文は、液体金属（例えばLiおよびNaK）と構造材料（例えばV基合金）との間の熱力学的作用、ならびに関連する腐食および適合性の問題を取り扱う。利用可能な実験データを用いて、液体金属環境における第一壁の長期性能を評価する。その他の重要な課題には、磁気流体力学（MHD）圧力損失を最小化するための第一壁構造材料の電気絶縁コーティングの開発、ならびに自己冷却および間接冷却ブランケットにおけるトリチウム透過およびインベントリが含まれる。許容可能なコーティングの種類（化学的適合性および物理的特性に基づく）が特定され、第一壁上にこれらのコーティングを達成するための表面改質が議論される。この評価は、液体金属中の構造材料の性能に関する我々の知識の範囲を検討し、液体金属環境における第一壁の性能エンベロープを確立するためのいくつかの分野における必要な研究開発を特定する。