AbstractAn aggressive low aspect ratio scoping fusion reactor design (C.P.C. Wong, R. Cerbone, E.T. Cheng, R.L. Miller, R.D. Stambaugh, Proc. of 17th IEEE/NPSS Symp. on Fusion Engineering, pp. 1053) indicated that a 2 GW(e) reactor can have a major radius as small as 2.9 m resulting in a device with competitive cost of electricity at 49 mill/kWh. One of the technology requirements of this design is a high performance high power density first wall and blanket system. A 15 MPa helium-cooled, V-alloy and stagnant LiPb breeder first wall and blanket design was utilized. Due to the low solubility of tritium in LiPb, there is the concern of tritium migration and the formation of V-hydride. To address these issues, a lithium breeder system with high solubility of tritium has been evaluated. Due to the reduction of blanket energy multiplication to 1.2, to maintain a plant Q of >4, the major radius of the reactor has to be increased to 3.05 m. The inlet helium coolant temperature is raised to 430°C in order to meet the minimum V-alloy temperature limit everywhere in the first wall and blanket system. To enhance the first wall heat transfer, a swirl tape coolant channel design is used. The corresponding increase in friction factor is also taken into consideration. To reduce the coolant system pressure drop, the helium pressure is increased from 15 to 18 MPa. Thermal structural analysis is performed for a simple tube design. With an inside tube diameter of 1 cm and a wall thickness of 1.5 mm, the lithium breeder can remove an average heat flux and neutron wall loading of 2 and 8 MW/m2, respectively. This reference design can meet all the temperature and material structural design limits, as well as the coolant velocity limits. Maintaining an outlet coolant temperature of 650°C, one can expect a gross closed cycle gas turbine thermal efficiency of 45%. This study further supports the use of helium coolant for high power density reactor design. When used with the low aspect ratio reactor concept a competitive fusion reactor can be projected at 51.9 mill/kWh.
抄録 低アスペクト比のスコーピング核融合炉設計（C.P.C. Wong, R. Cerbone, E.T. Cheng, R.L. Miller, R.D. Stambaugh, Proc. of 17th IEEE/NPSS Symp. on Fusion Engineering, pp. 1053）は、2 GW(e)の炉が主半径2.9 mまで小型化可能であり、49 mill/kWhの競争力のある発電コストを実現できることを示した。この設計の技術要件の一つは、高性能かつ高電力密度の第一壁およびブランケットシステムである。15 MPaのヘリウム冷却、V合金、および停滞LiPb増殖材を用いた第一壁およびブランケット設計が採用された。LiPb中でのトリチウム溶解度が低いため、トリチウム移行およびV水素化物形成の懸念がある。これらの課題に対処するため、トリチウム溶解度が高いリチウム増殖システムが評価された。ブランケットエネルギー増倍率が1.2に低減するため、炉のQ値を4以上に維持するには、主半径を3.05 mに増大させる必要がある。第一壁およびブランケットシステム全体でV合金の最低温度制限を満たすため、ヘリウム冷却材入口温度は430°Cに引き上げられる。第一壁の熱伝達を向上させるため、スワールテープ冷却チャネル設計が用いられる。対応する摩擦係数の増加も考慮されている。冷却システムの圧力損失を低減するため、ヘリウム圧力は15 MPaから18 MPaに増加される。単純な管設計に対して熱構造解析が実施された。管内径1 cm、管壁厚1.5 mmの場合、リチウム増殖材は平均熱流束2 MW/m²および中性子壁負荷8 MW/m²を除去できる。この参照設計は、すべての温度および材料構造設計限界、ならびに冷却材速度限界を満たすことができる。出口冷却材温度650°Cを維持することで、閉サイクルガスタービンの総合熱効率45%が期待できる。本研究は、高電力密度炉設計におけるヘリウム冷却材の使用をさらに支持するものである。低アスペクト比炉概念と組み合わせた場合、51.9 mill/kWhで競争力のある核融合炉が見込まれる。