鉛リチウム共晶（Lead-lithium eutectic、LiPb、PbLi）は、核融合・プラズマ物理学の材料。鉛とリチウムの共晶合金で、核融合炉のブランケットにおいて液体トリチウム増殖材として用いられる。中性子との反応でトリチウムを生成し、冷却材としても機能するが、構造材料との腐食や磁気流体力学(MHD)圧力損失が設計上の課題となる。この用語集が追う論文のうち、タイトルにこの主題が現れるものは211本ある。比重が最も大きかったのは2010–2014年で、その期間の論文の0.60%を占めた。直近の2025–2029年では0.29%。この用語集がこの主題を最初に拾うのは1985年以降で、それ以前の収録論文には現れない。
推移
研究の変遷
1985–19944本 · 0.07%
水冷却鉛リチウムブランケットの設計検討
この時期は、Pb-17Liを用いた水冷却ブランケットの設計と熱流動解析が中心である。DEMO炉やNET用のブランケット概念が検討され、実験データの影響が評価された。関連する主題はリチウム、熱流動、増殖ブランケットである。
この時代の論文から
- Deposition behavior of ferrous alloys in molten lead-lithiumFusion Engineering and Design 1991
- A water cooled, lithium lead breeding blanket for a DEMO fusion reactorFusion Engineering and Design 1991
- Analysis of thermal-hydraulic transients of the water-cooled eutectic LiPb blanket of NETFusion Engineering and Design 1988
- The impact of new experimental data on the design of Pb-17Li/Water breeding blanketsFusion Engineering and Design 1989
1995–200421本 · 0.21%
液体金属ブランケットの多様化とITER試験
自己冷却型と水冷却型の比較が行われ、リチウムとの違いが検討された。MHD効果や材料適合性が重要課題となり、EUの水冷却Pb-17Liブランケット開発が進められた。ITER関連の試験ブランケットモジュール(TBM)概念が登場し、炭化ケイ素繊維なども併せて研究された。
同時に語られた主題リチウム、トリチウム、テストブランケットモジュール、炭化ケイ素、炭化ケイ素繊維、液体金属
この時代の論文から
- Convertible liquid metal blankets for ITER with Pb-17Li as breeding materialFusion Engineering and Design 1995
- Comparison of lithium and the eutectic lead-lithium alloy, two candidate liquid metal breeder materials for self-cooled blanketsFusion Engineering and Design 1995
- Magnetohydrodynamic investigations of a self-cooled Pb-17Li blanket with poloidal-radial-toroidal ductsFusion Engineering and Design 1995
- Compatibility aspects of the Pb-17Li martensitic steel-H2O systemFusion Engineering and Design 1996
2005–201473本 · 0.47%
ITER-TBMと二重冷却方式への焦点
ITERのテストブランケットモジュール(TBM)の設計が中心となり、ヘリウム冷却と鉛リチウムの二重冷却方式が多くの論文で扱われた。中性子工学、安全性解析、腐食、MHDなどが主要な関連主題である。FDS-IIやUS-DCLLなど特定の設計概念が登場し、構造材料としてCLAM鋼が注目された。
同時に語られた主題リチウム、テストブランケットモジュール、ヘリウム、ブランケットモジュール、トリチウム、腐食
この時代の論文から
- Preliminary corrosion studies of P-91 in flowing lead–lithium with and without magnetic field for Indian lead–lithium ceramic breeder test blanket moduleNuclear Fusion 2014
- Safety analysis of the US dual coolant liquid lead–lithium ITER test blanket moduleNuclear Fusion 2007
- Preliminary neutronics design of the dual-cooled lithium lead blanket for FDS-IIFusion Engineering and Design 2005
- On the nuclear response of the helium-cooled lithium lead test blanket module in ITERFusion Engineering and Design 2005
2015–2026113本 · 0.45%
DEMOブランケットと高度MHDシミュレーション
研究はDEMO用の増殖ブランケット開発に移行し、EU-DCLLやヘリウム冷却鉛リチウムブランケットの設計が論じられた。MHD流動の大規模シミュレーションが進展し、流路挿入物や体積加熱の影響が調べられた。関連主題は増殖ブランケット、腐食、トリチウムであり、ITER関連は減少した。
この記述以降に論文が追加されている
同時に語られた主題リチウム、増殖ブランケット、電磁流体力学、腐食、トリチウム、テストブランケットモジュール
この時代の論文から
- Magnetohydrodynamic and thermal analysis of PbLi flows in poloidal channels with flow channel insert for the EU-DCLL blanketNuclear Fusion 2018
- Toward full simulations for a liquid metal blanket: MHD flow computations for a PbLi blanket prototype at Ha ∼ 104Nuclear Fusion 2020
- The European Dual Coolant Lithium Lead breeding blanket for DEMO: status and perspectivesNuclear Fusion 2021
- Design of the helium cooled lithium lead breeding blanket in CEA: from TBM to DEMONuclear Fusion 2017
よく登場する装置
この数字の作り方
- 数え方 —
- 同じものが別の名前で書かれていてもまとめて数えている（Lead-lithium eutectic、LiPb、PbLi など）。綴りが変わった時期に推移が動いて見える、ということは起きない
- 割合 —
- その時代の収録論文全体に占める比率。コーパスは1970年代より2010年代のほうが9倍大きいため、本数のままではほとんどの主題が右肩上がりに見えてしまう
- 記述 —
- その時代の論文・共起する主題・登場する装置だけを根拠にAIが書いている
- 冒頭の定義 —
- 用語そのものの説明だけは、論文27本の要旨を読ませたうえでAIの分野知識で書かせている。ここだけは収録論文に書かれていることの要約ではない
- 範囲 —
- 収録は6誌に限られる。ここで減っていることは、分野がその取り組みをやめたことを意味しない