Deprecated: The each() function is deprecated. This message will be suppressed on further calls in /home/zhenxiangba/zhenxiangba.com/public_html/phproxy-improved-master/index.php on line 456
JP2858191B2 - Fusion reactor blanket - Google Patents
[go: Go Back, main page]

JP2858191B2 - Fusion reactor blanket - Google Patents

Fusion reactor blanket

Info

Publication number
JP2858191B2
JP2858191B2 JP4241810A JP24181092A JP2858191B2 JP 2858191 B2 JP2858191 B2 JP 2858191B2 JP 4241810 A JP4241810 A JP 4241810A JP 24181092 A JP24181092 A JP 24181092A JP 2858191 B2 JP2858191 B2 JP 2858191B2
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
blanket
tritium
fusion reactor
coolant
container
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Expired - Fee Related
Application number
JP4241810A
Other languages
Japanese (ja)
Other versions
JPH0694866A (en
Inventor
紘一 真木
圭一郎 柴田
達雄 天田
義弘 小澤
達彦 宇田
道夫 大塚
武志 仁田脇
浩 吉田
幹夫 榎枝
英幸 高津
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Hitachi Ltd
Original Assignee
Hitachi Ltd
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Hitachi Ltd filed Critical Hitachi Ltd
Priority to JP4241810A priority Critical patent/JP2858191B2/en
Publication of JPH0694866A publication Critical patent/JPH0694866A/en
Application granted granted Critical
Publication of JP2858191B2 publication Critical patent/JP2858191B2/en
Anticipated expiration legal-status Critical
Expired - Fee Related legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/10Nuclear fusion reactors

Landscapes

  • Plasma Technology (AREA)

Description

【発明の詳細な説明】DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION

【0001】[0001]

【産業上の利用分野】本発明は、核融合炉のブランケッ
トに係り、特に、熱変形による伝熱特性への影響を軽減
でき、しかも製造の容易な核融合炉のブランケットの構
造に関するものである。
BACKGROUND OF THE INVENTION 1. Field of the Invention The present invention relates to a blanket of a fusion reactor, and more particularly to a structure of a blanket of a fusion reactor which can reduce the influence of heat deformation on heat transfer characteristics and is easy to manufacture. .

【0002】[0002]

【従来の技術】核融合炉のブランケットには、種々の方
式のものが考案されているが、その1つにピン型ブラン
ケットがある。
2. Description of the Related Art Various types of blankets for a fusion reactor have been devised, and one of them is a pin type blanket.

【0003】図9は、従来のピン型ブランケットの一例
の構造を示す図である。多数のブランケットピンモデュ
ール2が、ブランケット容器1の内部には、設置されて
おり、各ブランケットピンモデュール2は、図10に示
すように4重管で構成されている。中央部のトリチウム
増殖材被覆管5内には、トリチウム増殖材4が、充填さ
れている。その外側にはヘリウムギャップ9があり、ヘ
リウムギャップ9の内部にはスペーサ10があり、内側
冷却管11で冷却材3の層を仕切っている。その外側に
は、外側冷却管12が中性子増倍材6を仕切っており、
最も外側にピンモデュール被覆管7がある。
FIG. 9 is a view showing the structure of an example of a conventional pin type blanket. A large number of blanket pin modules 2 are installed inside the blanket container 1, and each blanket pin module 2 is formed of a quadruple tube as shown in FIG. The tritium breeding material coating tube 5 at the center is filled with the tritium breeding material 4. A helium gap 9 is provided outside the helium gap 9, and a spacer 10 is provided inside the helium gap 9, and a layer of the coolant 3 is partitioned by an inner cooling pipe 11. Outside, an outer cooling pipe 12 partitions the neutron multiplier 6,
There is a pin module cladding tube 7 on the outermost side.

【0004】核融合反応では、 D + T = n + α ……………………(1) のように反応して、トリチウムが1個消費され、1個の
中性子が放出される。燃料の1つであるトリチウムは、
天然には無い核種なので、核融合反応を維持するには、
この中性子を用いて、核融合炉自身でトリチウムを生産
しなければならない。そのため、ブランケット内には、
中性子と反応してトリチウムを生成するリチウムまたは
その化合物が充填されている。
In the nuclear fusion reaction, a reaction is performed as follows: D + T = n + α (1), one tritium is consumed, and one neutron is emitted. Tritium, one of the fuels,
Because it is a nuclide that does not exist in nature, to maintain the fusion reaction,
Using this neutron, the fusion reactor itself must produce tritium. Therefore, in the blanket,
It is filled with lithium or its compound that reacts with neutrons to produce tritium.

【0005】一般に、核融合反応で消費されたトリチウ
ムの消費率と、ブランケットでのトリチウムの生産率と
の比を、トリチウム増殖比という。核融合炉では、(1)
のように1個のトリチウムが消費されて1個の中性子が
放出されるので、トリチウム増殖比を1以上にすれば、
消費したトリチウム以上のトリチウムを生産できる。ま
た、新たに核融合炉を建設するためには、運転初期に装
荷するためのトリチウムが必要である。そのためのトリ
チウムも生産することを考えて、トリチウム増殖比は、
1を10%程度越えていることが要求される。なお、ト
リチウムは、放射性核種で半減期12年を持つため、生
産したトリチウムは年々減少していく。この点も考慮し
て、トリチウム増殖比は、1を10%程度越えているこ
とが要求される。
In general, the ratio between the consumption rate of tritium consumed in a nuclear fusion reaction and the production rate of tritium in a blanket is called a tritium breeding ratio. In a fusion reactor, (1)
Since one tritium is consumed and one neutron is emitted as shown in
It can produce more tritium than consumed tritium. In addition, in order to construct a new fusion reactor, tritium for loading at the beginning of operation is necessary. Considering that tritium is also produced, the tritium breeding ratio is
1 is required to exceed about 10%. Since tritium is a radionuclide and has a half-life of 12 years, the produced tritium decreases year by year. In consideration of this point, the tritium breeding ratio is required to exceed 1 by about 10%.

【0006】核融合炉のブランケットにおいては、核融
合反応で発生した中性子は、次のようにリチウムと反応
してトリチウムを生成する。
In a fusion reactor blanket, neutrons generated by a fusion reaction react with lithium to produce tritium as follows.

【0007】6 Li + n = T + α…………………(2)7 Li + n = n´+ T + α ………(3) (2)の反応は、6Liが熱中性子に対して940バーンと
いう大きなトリチウム生成反応断面積をもつ。この断面
積は、中性子の速度をvとすると、1/vで変化し、2
50keVの中性子エネルギーで3.5バーンの共鳴を
もつ反応である。このため中性子のエネルギーが低い方
が反応し易くなる。
6 Li + n = T + α (2) 7 Li + n = n ′ + T + α (3) In the reaction of (2), 6 Li is a thermal neutron. Has a large tritium production reaction cross section of 940 burns. This cross-sectional area changes by 1 / v, where neutron velocity is v, and 2
The reaction has a resonance of 3.5 burns at a neutron energy of 50 keV. For this reason, the reaction becomes easier when the neutron energy is lower.

【0008】一方(3)の反応は、トリチウムを生成して
かつ中性子を生成する反応であり、この中性子は再び 6
Liと(2)の反応をして、トリチウムを生成する。これ
らの2つの反応によって、(1)のDT反応で消費された
量以上のトリチウムを生産できる可能性がある。しか
し、7Liのトリチウム生成反応断面積は0.5バーンで
しきい値は2.5MeVを持つ反応であり、トリチウム
増殖比が1を大幅に越えるには至らない。そのため、ほ
とんどのブランケットでは、ベリリウムまたは鉛または
それらの化合物である中性子増倍材を用いて、核融合反
応で発生した中性子を次のように、 Be + n = 2n + 2α ……………(4) 中性子増倍材と反応させて中性子を増やした後、6Li
と反応させてトリチウム増殖比を向上させる方法を採用
している。
[0008] The reaction of the other hand (3), a reaction for producing a product to and neutrons tritium, the neutron again 6
The reaction of Li with (2) produces tritium. By these two reactions, there is a possibility that tritium may be produced in an amount greater than that consumed in the DT reaction (1). However, 7 Li has a tritium generation reaction cross section of 0.5 burn and a threshold value of 2.5 MeV, and the tritium breeding ratio does not greatly exceed 1. Therefore, most blankets use neutron multipliers, which are beryllium or lead or a compound thereof, to convert neutrons generated by a fusion reaction into Be + n = 2n + 2α as follows. 4) After increasing the neutrons by reacting with the neutron multiplier, 6 Li
To improve the tritium breeding ratio.

【0009】このような理由から、従来のブランケット
では、ピンモデュールには中性子増倍材6の層が設置さ
れている。その内側の冷却材3には、水が使用されてお
り、運転中の水の温度は、核融合炉の目的によって〜1
00℃(発電しないでトリチウム生産のみを目的とした
ブランケット)、〜300℃(発電しかつトリチウムを
生産するブランケット)の温度範囲に設計される。
For this reason, in the conventional blanket, the pin module is provided with a layer of the neutron multiplier 6. Water is used for the coolant 3 on the inner side, and the temperature of the water during the operation is set to 1 to 1 depending on the purpose of the fusion reactor.
It is designed to have a temperature range of 00 ° C (blanket for tritium production only without power generation) and up to 300 ° C (blanket for power generation and tritium production).

【0010】ところが、生成されたトリチウムがトリチ
ウム増殖材4の中から放出されるためには、材料の種類
にもよるが450℃以上の温度が必要である。一方で
は、トリチウム増殖材自身の健全性から850℃以下で
運転しなければならない。すなわち、核融合炉の運転中
は、トリチウム増殖材5は、450℃〜850℃の範囲
で使用しなければならない。したがって、冷却材3の温
度とトリチウム増殖材4の温度との間には、〜350℃
または〜150℃の温度差が存在する。
However, in order to release the generated tritium from the tritium breeding material 4, a temperature of 450 ° C. or more is required depending on the type of the material. On the one hand, it must be operated at 850 ° C. or lower due to the integrity of the tritium breeder itself. That is, during the operation of the nuclear fusion reactor, the tritium breeding material 5 must be used in the range of 450 ° C. to 850 ° C. Therefore, between the temperature of the coolant 3 and the temperature of the tritium breeding material 4 is ~ 350 ° C.
Or there is a temperature difference of 150150 ° C.

【0011】この温度差をつけるため、従来のブランケ
ットでは、冷却材3とトリチウム増殖材4のとの間に、
幅1mmのヘリウムギャップ9を設置している。また、
従来のブランケットでは、トリチウム増殖材4には、リ
チウムアルミネイトLiAlO2が用いられ、中性子増
倍材6には、ベリリウムが用いられている。リチウムア
ルミネイトとベリリウムは、高温での共存性が悪いの
で、両者を分離して使用する必要がある。従来のブラン
ケットでは、図10のように、中央にトリチウム増殖
材,最外層に中性子増倍材を装着し、冷却層を挟んで設
置している。このような考えから、従来のブランケット
は、4重管構造となっている。
In order to make this temperature difference, in the conventional blanket, between the coolant 3 and the tritium breeding material 4,
A helium gap 9 having a width of 1 mm is provided. Also,
In the conventional blanket, lithium aluminate LiAlO 2 is used for the tritium breeding material 4 and beryllium is used for the neutron multiplier 6. Lithium aluminate and beryllium have poor coexistence at high temperatures, so they must be used separately. In a conventional blanket, a tritium breeding material is mounted in the center and a neutron multiplier is mounted in the outermost layer as shown in FIG. From such an idea, the conventional blanket has a quadruple tube structure.

【0012】図9に示した従来のブランケットの赤道断
面が、核融合炉のポロイダル断面に従って、上下に8m
に亘って連続している。
The equatorial section of the conventional blanket shown in FIG. 9 has a height of 8 m above and below the poloidal section of the fusion reactor.
Is continuous.

【0013】[0013]

【発明が解決しようとする課題】上記従来のブランケッ
トにおいては、冷却材3の温度とトリチウム増殖材4の
温度との間の〜350℃または〜150℃の温度差を幅
1mmのヘリウムギャップにより得ているので、ヘリウム
ギャップ幅が熱変形により変化すると、トリチウム増殖
材の温度特性が大きく変化する。特に、ギャップ幅が1
mmと小さいため、ギャップ幅の変化に対してトリチウム
増殖材の温度特性の変化は、過敏である。ギャップ間の
温度差は、近似的にはギャップ幅に逆比例するので、ギ
ャップ幅が0.5mm変化すると考えれば、冷却材3とト
リチウム増殖材4との温度差は、〜350℃±175℃
または〜150℃±75℃となる。
In the above-mentioned conventional blanket, a temperature difference of .about.350.degree. C. or .about.150.degree. C. between the temperature of the coolant 3 and the temperature of the tritium breeding material 4 is obtained by a helium gap having a width of 1 mm. Therefore, when the helium gap width changes due to thermal deformation, the temperature characteristics of the tritium breeding material change significantly. In particular, when the gap width is 1
Due to the small size of mm, the change in the temperature characteristics of the tritium breeding material is sensitive to the change in the gap width. Since the temperature difference between the gaps is approximately inversely proportional to the gap width, if the gap width is considered to change by 0.5 mm, the temperature difference between the coolant 3 and the tritium breeding material 4 is ~ 350 ° C. ± 175 ° C.
Alternatively, the temperature is ℃ 150 ° C. ± 75 ° C.

【0014】ギャップ幅が1mmから0.5mmに小さ
くなった場合、すなわち、−175℃または−75℃の
場合を考えると、それぞれトリチウム増殖材4の最低温
度が、275℃または375℃となり、トリチウムの回
収が困難となる。このような場合でもトリチウムの回収
が可能であるようにピンモデュールを設計するには、ト
リチウム増殖材4の運転中の最低温度を高めに設定しな
ければならない。すなわち、それぞれ、 450℃ +175℃=625℃ (トリチウム増殖のみのブランケット) 450℃ + 75℃=525℃ (発電およびトリチウム増殖用ブランケット) となるように設定しなければならない。
Considering the case where the gap width is reduced from 1 mm to 0.5 mm, ie, −175 ° C. or −75 ° C., the minimum temperature of the tritium breeding material 4 is 275 ° C. or 375 ° C., respectively. It is difficult to recover the waste. In order to design the pin module so that tritium can be recovered even in such a case, the minimum temperature of the tritium breeding material 4 during operation must be set higher. That is, it is necessary to set 450 ° C. + 175 ° C. = 625 ° C. (blanket for tritium breeding only) 450 ° C. + 75 ° C. = 525 ° C. (blanket for power generation and tritium breeding).

【0015】一方、ギャップ幅が1mmから1.5mmに
大きくなった場合を考えると、すなわち、+175℃ま
たは+75℃の場合を考えると、トリチウム増殖材4の
運転中の最高温度は、それぞれ1025℃または925
℃となり、トリチウム増殖材の健全性を危うくする。こ
れを避けるには、トリチウム増殖材4の運転中の最高温
度を低めに設定しなければならない。すなわち、それぞ
れ、 850℃−175℃=675℃ (トリチウム増殖のみのブランケット) 850℃− 75℃=775℃ (発電およびトリチウム増殖用ブランケット) となるように、設計値を設定しなければならない。
On the other hand, considering the case where the gap width is increased from 1 mm to 1.5 mm, that is, considering + 175 ° C. or + 75 ° C., the maximum temperature of the tritium breeding material 4 during operation is 1025 ° C. or 1025 ° C., respectively. 925
° C, compromising the integrity of the tritium breeder. To avoid this, the maximum temperature during operation of the tritium breeder 4 must be set lower. That is, the design values must be set so that 850 ° C.-175 ° C. = 675 ° C. (blanket for tritium breeding only) 850 ° C.-75 ° C. = 775 ° C. (blanket for power generation and tritium breeding).

【0016】以上のように、トリチウム増殖材4の運転
中の最低温度と最高温度とを比較すると、発電しかつト
リチウム生産するブランケットでは、トリチウム増殖材
4の運転中の温度範囲は、525℃〜775℃と250
℃の余裕がある。しかし、発電しないでトリチウム生産
のみ目的としたブランケットの場合には、トリチウム増
殖材4の運転中の温度範囲としては、625℃〜675
℃と50℃の余裕しか許されないことになる。上下8m
に亘って、0.5mm以下の熱変形に抑えることは、製
造上非常に困難である。
As described above, when the minimum temperature and the maximum temperature of the tritium breeding material 4 during operation are compared, the temperature range of the tritium breeding material 4 during operation is 525 ° C. 775 ° C and 250
There is room for ° C. However, in the case of a blanket for the purpose of producing only tritium without generating power, the temperature range during operation of the tritium breeding material 4 is 625 ° C. to 675 ° C.
Only margins of 50 ° C. and 50 ° C. are allowed. 8m up and down
It is very difficult in production to suppress the thermal deformation to 0.5 mm or less.

【0017】このように、従来のブランケットは、熱変
形の影響を受け易い欠点があった。また、ピンモデュー
ルは、直径が5cm足らずの円管の内部に、1mmのギ
ャップを含む3重管を挿入した構造となっているため、
多数本のピンモデュールを所定の精度で製造することが
困難であるという欠点があった。
As described above, the conventional blanket has a disadvantage that it is easily affected by thermal deformation. In addition, since the pin module has a structure in which a triple tube including a 1 mm gap is inserted inside a circular tube having a diameter of less than 5 cm,
There is a disadvantage that it is difficult to manufacture a large number of pin modules with a predetermined accuracy.

【0018】本発明の目的は、熱変形による伝熱特性へ
の影響を軽減し、構造を単純化することによって製造性
の高い核融合炉のブランケットを提供することにある。
SUMMARY OF THE INVENTION An object of the present invention is to provide a fusion reactor blanket with high manufacturability by reducing the influence of heat deformation on heat transfer characteristics and simplifying the structure.

【0019】[0019]

【課題を解決するための手段】本発明は、上記目的を達
成するために、磁場により閉じ込められたプラズマ中の
核融合反応で消費された核融合炉の燃料の一つであるト
リチウムを生産するためのトリチウム増殖材と、トリチ
ウム生成効率を高めるための中性子増倍材と、核融合反
応で発生する中性子の運動エネルギーを熱エネルギーに
変換しこの熱を取り出す冷却材とを収納する冷却構造を
内部に有するブランケット容器を備え、プラズマに近接
する領域に設置される核融合炉のブランケットにおい
て、トリチウム増殖材と中性子増倍材と冷却材のうちい
ずれかの2つの材料を充填した管をブランケット容器内
に装着し、管とブランケット容器との間の空間に残りの
材料を充填した核融合炉のブランケットを提案するもの
である。
SUMMARY OF THE INVENTION In order to achieve the above object, the present invention produces tritium, which is one of the fuels of a fusion reactor consumed by a fusion reaction in a plasma confined by a magnetic field. A cooling structure that houses a tritium breeding material to increase the tritium production efficiency, a neutron multiplier to increase tritium generation efficiency, and a coolant that converts the kinetic energy of neutrons generated by the fusion reaction to heat energy and extracts this heat. In a blanket of a fusion reactor installed in a region close to the plasma, a tube filled with any one of tritium breeder, neutron multiplier and coolant is placed in the blanket container. And a blanket for a fusion reactor in which the space between the tube and the blanket container is filled with the remaining material.

【0020】本発明は、また、内側の管にトリチウム増
殖材を充填しその外側の管に中性子増倍材を充填した2
重管をブランケット容器内に装着し、2重管とブランケ
ット容器との間の空間に前記冷却材を充填した核融合炉
のブランケットを提案するものである。
According to the present invention, the inner tube is filled with a tritium breeding material and the outer tube is filled with a neutron multiplier.
The present invention proposes a fusion reactor blanket in which a heavy pipe is mounted in a blanket vessel and a space between the double pipe and the blanket vessel is filled with the coolant.

【0021】本発明は、さらに、内側の管に冷却材を充
填しその外側の管に中性子増倍材を充填した2重管をブ
ランケット容器内に装着し、2重管とブランケット容器
との間の空間にトリチウム増殖材を充填した核融合炉の
ブランケットを提案するものである。
[0021] The present invention further double tube filled with neutron multiplier material mounted in the blanket container filled with the coolant inside the tube to the tube of its outer, between the double pipe and the blanket container This proposal proposes a blanket for a fusion reactor in which the space is filled with tritium breeding material .

【0022】冷却材を管とブランケット容器との間の空
間に充填した核融合炉のブランケットにおいては、冷却
材中で2重管同士またはカランドリア管同士を支持する
スペーサが、冷却材の流れに分布を付ける断面形状を有
するようにできる。
[0022] In blanket fusion reactors filled in the space between the coolant and the tube and the blanket container, spacers for supporting the double tube or between calandria tubes each other in a coolant, the distribution in the flow of coolant Can be provided.

【0023】本発明は、冷却材を満たした管とトリチウ
ム増殖材を充填した管とをそれぞれブランケット容器内
に装着し、各管とブランケット容器との間の空間に中性
子増倍材を充填した核融合炉のブランケットを提案する
ものである。
According to the present invention, a tube filled with a coolant and a tube filled with a tritium breeding material are respectively mounted in a blanket container, and a space between each tube and the blanket container is filled with a neutron multiplier. It proposes a blanket for a fusion reactor .

【0024】いずれの場合も、トリチウム増殖材は、具
体的には、リチウムまたはリチウム化合物のペブルまた
はペレットであり、中性子増倍材は、具体的には、ベリ
リウムおよび/または鉛のペブルまたはペレットであ
る。これらのペブルまたはペレットは、伝熱特性を制御
するために、空孔密度を制御したペブルまたはペレット
とすることが可能である。
In each case, the tritium breeding material is specifically a pebble or pellet of lithium or a lithium compound, and the neutron multiplier is specifically a pebble or pellet of beryllium and / or lead. is there. These pebbles or pellets can be pebble or pellets with controlled pore density to control heat transfer properties.

【0025】[0025]

【作用】本発明の核融合炉のブランケットにおいては、
トリチウム増殖材と中性子増倍材と冷却材のうち、いず
れかの材料をブランケット容器内に充填し、その中に残
りの材料を充填した管を装着し、冷却材とトリチウム増
殖材との間に中性子増倍材が介在する構造を採用して、
冷却材の温度とトリチウム増殖材の温度との間の〜35
0℃または〜150℃の温度差を中性子増倍材であるベ
リリウムを介して得ている。この場合、中性子増倍材で
あるベリリウムの層は、少なくとも10mm以上の厚さ
を持っているので、熱変形により厚さが例えば1mm程
度変化しても、伝熱特性への影響は小さい。また、ピン
構造を高々2重管としてあるので、製造が容易である。
In the fusion reactor blanket of the present invention,
Fill the blanket container with one of the tritium breeder, neutron multiplier and coolant, and install a tube filled with the remaining material in the blanket container. Adopting a structure in which a neutron multiplier is interposed,
~ 35 between the temperature of the coolant and the temperature of the tritium breeder
A temperature difference of 0 ° C. or 150150 ° C. has been obtained through the neutron multiplier beryllium. In this case, since the layer of beryllium, which is a neutron multiplier, has a thickness of at least 10 mm or more, even if the thickness changes by, for example, about 1 mm due to thermal deformation, the effect on the heat transfer characteristics is small. Further, since the pin structure is at most a double tube, manufacture is easy.

【0026】[0026]

【実施例】図1〜図3を参照して、本発明による核融合
炉のブランケットの一実施例を説明する。図1は、本実
施例の核融合炉のブランケットの赤道断面を示す図であ
る。中性子は、図の左側のプラズマから放出される。ブ
ランケット容器1内には、ピンモデュール2を装着して
あり、ピンモデュール2とブランケット容器1との間の
空間に冷却材である水3を充填している。
DESCRIPTION OF THE PREFERRED EMBODIMENTS An embodiment of a blanket for a fusion reactor according to the present invention will be described with reference to FIGS. FIG. 1 is a diagram showing an equatorial section of a blanket of a fusion reactor of the present embodiment. Neutrons are emitted from the plasma on the left side of the figure. A pin module 2 is mounted in the blanket container 1, and a space between the pin module 2 and the blanket container 1 is filled with water 3 as a coolant.

【0027】図2は、ピンモデュール2の構造を示す図
である。トリチウム増殖材被覆管5には、トリチウム増
殖材であるリチウムジルコネイト4が充填されている。
このトリチウム増殖材被覆管5を中心として、ピンモデ
ュール被覆管7には、中性子増倍材6であるベリリウム
が充填されている。
FIG. 2 is a view showing the structure of the pin module 2. The tritium breeding material cladding tube 5 is filled with lithium zirconate 4 which is a tritium breeding material.
Centering on the tritium breeding material cladding tube 5, the pin module cladding tube 7 is filled with neutron multiplier 6 beryllium.

【0028】プラズマからの14MeVのエネルギーを
もつ中性子束は、4.4×1013n/cm2sで、ブラン
ケット容器1のプラズマ側である第一壁により、その一
部が減速または吸収される。その結果、第一壁をステン
レス鋼で製造し水冷却とした場合、第一壁での核発熱
は、約15W/cm3となる。第一壁で吸収を逃れ減速さ
れた中性子の一部は、冷却材3である水で減速され、持
っている運動エネルギーの一部を、第一壁近傍で、7〜
8W/cm3の核発熱として放出する。第一壁近傍の水
の領域を通過した中性子は、中性子増倍材6であるベリ
リウムと、上記(2)式のように反応し、中性子を増倍す
る。ベリリウムは、優れた中性子減速材でもあるので、
ベリリウム中で中性子が減速される過程において運動エ
ネルギーを放出するが、中性子増倍反応である(2)式の
反応は吸熱反応であるため、両者が相殺し、放出される
核発熱が小さくなる。その発熱量は、第一壁近傍で2〜
3W/cm3程度である。
The neutron flux having an energy of 14 MeV from the plasma is 4.4 × 10 13 n / cm 2 s, and a part thereof is decelerated or absorbed by the first wall on the plasma side of the blanket container 1. . As a result, when the first wall is made of stainless steel and cooled by water, the nuclear heat generation on the first wall is about 15 W / cm 3 . Some of the neutrons that escaped absorption at the first wall and were decelerated were decelerated by the water that is the coolant 3, and a part of the kinetic energy they had was reduced by 7 to
Emitted as nuclear heat of 8 W / cm 3 . The neutrons that have passed through the water region near the first wall react with beryllium, which is the neutron multiplier 6, as shown in the above equation (2), and multiply the neutrons. Beryllium is also a good neutron moderator,
Kinetic energy is released in the process of neutron deceleration in beryllium, but the reaction of equation (2), which is a neutron multiplication reaction, is an endothermic reaction. The calorific value is 2 near the first wall.
It is about 3 W / cm 3 .

【0029】ベリリウムを通過しまたは減速された中性
子およびベリリウムで増倍された中性子は、トリチウム
増殖材4と上記(2),(3)式のように反応し、トリチウム
を生成する。ベリリウムを通過した多くの中性子のエネ
ルギーは、(3)式の反応のしきい値2.5MeVより低い
ので、トリチウム生成反応の中で(3)式の反応の占める
割合は、数%と小さく、ほとんどは(2)式の反応とな
る。(2)式の反応は、発熱反応であり、一回の反応で4.
8MeVのエネルギーを放出する。本実施例の核融合炉
のブランケットでは、トリチウム増殖材4としてリチウ
ムジルコネイトLi2ZrO3を用いた場合、第一壁近傍
領域でのリチウムジルコネイトLi2ZrO3の核発熱
は、〜25W/cm3となる。
The neutrons that have passed or been slowed down by beryllium and the neutrons multiplied by beryllium react with the tritium breeder 4 as shown in the above formulas (2) and (3) to produce tritium. Since the energy of many neutrons that have passed through beryllium is lower than the threshold value of the reaction of equation (3), 2.5 MeV, the proportion of the reaction of equation (3) in the tritium formation reaction is as small as several percent, In most cases, the reaction is as shown in equation (2). The reaction of the formula (2) is an exothermic reaction, and is performed in a single reaction.
Emit energy of 8 MeV. In the blanket of the fusion reactor of the present embodiment, when lithium zirconate Li 2 ZrO 3 is used as the tritium breeding material 4, the nuclear heat generation of lithium zirconate Li 2 ZrO 3 in the region near the first wall is 〜25 W / cm 3 .

【0030】このような核発熱条件を考慮すると、核融
合炉の運転中、トリチウム増殖材5は、450℃〜85
0℃の範囲で使用しなければならない。前記核発熱条件
下においてこの温度範囲の要請を満たすためのピンモデ
ュール2の大きさは、次のようになる。図2に示すピン
モデュール2の直径は〜50mm、トリチウム増殖材
であるリチウムジルコネイトの直径は〜20mm、トリ
チウム増殖材被覆管5は肉厚1mmで、その外側の中性
子増倍材6であるベリリウムの厚さは〜15mm、最外
部はピンモデュール被覆管7は肉厚1mmである。
Considering such nuclear heating conditions, during operation of the fusion reactor, the tritium breeding material 5 is maintained at 450 ° C. to 85 ° C.
It must be used in the range of 0 ° C. The size of the pin module 2 for satisfying the requirement of this temperature range under the nuclear heating conditions is as follows. The diameter of the pin module 2 shown in FIG. 2 ~50Mm, tritium breeder 4
The diameter of lithium zirconate is ~ 20 mm, the thickness of the tritium breeding material cladding tube 5 is 1 mm, the thickness of beryllium which is the outer neutron multiplier 6 is ~ 15 mm, and the outermost is the pin module cladding tube 7. The thickness is 1 mm.

【0031】このような構成のピンモデュール群からな
る核融合炉のブランケットでは、冷却材3の温度を10
0℃とした場合でも、トリチウム増殖材4の運転中の最
低温度450℃との間の温度差350℃であり、この温
度差を中性子増倍材6の層で達成できる。中性子増倍材
6の層の厚さ15mmが熱変形により1mm変化したとす
ると、温度差の変化ΔTは、 ΔT=350/15=23℃ のように、高々23℃である。したがって、トリチウム
増殖材4の運転中の最低温度が450℃以下にならない
ように、熱変形2mm程度見込んでも、設計温度を〜5
00℃程度に設定し、ピンモデュール2の構造を決めれ
ばよい。ピンモデュール2は、肉厚1mm直径5cmの
管に、肉厚1mm直径2cmの管を挿入した構造となっ
ているので、内部に部分的にサポートすれば、長さ8m
のピンモデュール2を製造することは容易である。
In the blanket of the fusion reactor comprising the pin module group having such a configuration, the temperature of the coolant 3 is set to 10
Even when the temperature is set to 0 ° C., the temperature difference is 350 ° C. between the lowest temperature of the tritium breeding material 4 during operation of 450 ° C., and this temperature difference can be achieved by the neutron multiplier 6 layer. Assuming that the thickness of the layer of the neutron multiplier 6 changes by 1 mm due to thermal deformation, the change ΔT in the temperature difference is at most 23 ° C., such as ΔT = 350/15 = 23 ° C. Therefore, the design temperature is set to 55 so that the minimum temperature during the operation of the tritium breeding material 4 is not lower than 450 ° C.
The temperature may be set to about 00 ° C. and the structure of the pin module 2 may be determined. The pin module 2 has a structure in which a tube having a thickness of 1 mm and a diameter of 2 cm is inserted into a tube having a thickness of 1 mm and a diameter of 5 cm.
Is easy to manufacture.

【0032】各ピンモデュール2は、相互にピンモデュ
ールスペーサ8により、図3のように支持する。ピンモ
デュールスペーサ8は、8mにわたるピンモデュール2
のいくつかの箇所に設置し、ピンモデュール2の相互の
間隔を保持させる。ピンモデュールスペーサ8は、冷却
材の流れに分布を付けるために、その断面形状を設置個
所に応じて、変更してもよい。
Each of the pin modules 2 is mutually supported by pin module spacers 8 as shown in FIG. The pin module spacer 8 is a pin module 2 having a length of 8 m.
In some places to keep the pin modules 2 spaced from each other. The cross-sectional shape of the pin module spacer 8 may be changed according to the installation location in order to distribute the flow of the coolant.

【0033】なお、本実施例においては、個々のピンモ
デュール2をブランケット容器1内に装着してあるが、
ピンモデュール2を何本かまとめて、いわゆるカランド
リア管に内蔵させ、このカランドリア管をブランケット
容器1に収納してもよい。
In this embodiment, the individual pin modules 2 are mounted in the blanket container 1.
Several pin modules 2 may be put together in a so-called calandria tube, and the calandria tube may be stored in the blanket container 1.

【0034】図4および図5を参照して、本発明による
核融合炉のブランケットの他の実施例を説明する。図4
は、本実施例の核融合炉のブランケットの赤道断面を示
す図である。中性子は、図の左側のプラズマから放出さ
れる。ブランケット1容器内部には、トリチウム増殖材
4が充填されており、その中に冷却材と中性子増倍材と
を含むピンモデュール15が多数本装着されている。
With reference to FIGS. 4 and 5, another embodiment of the blanket of the fusion reactor according to the present invention will be described. FIG.
FIG. 3 is a diagram showing an equatorial section of a blanket of the fusion reactor of the present embodiment. Neutrons are emitted from the plasma on the left side of the figure. The interior of the blanket 1 container is filled with a tritium breeding material 4, and a number of pin modules 15 including a coolant and a neutron multiplier are mounted therein.

【0035】冷却材と中性子増倍材を含むピンモデュー
ル15は、図5に示すような構造である。すなわち、
側冷却管11内を冷却材3である水が占め、内側冷却管
11とピンモデュール被覆管7との間の空間には、中性
子増倍材6であるベリリウムが充填されている。
The pin module 15 including the coolant and the neutron multiplier has a structure as shown in FIG. In other words, the inner
Side cooling pipe 11 water occupies a coolant 3, the space between the inner cooling tube 11 and the pin module cladding 7, beryllium is filled a neutron multiplier material 6.

【0036】本実施例の核融合炉のブランケットにおい
ても、トリチウム増殖材4と冷却材3との間隔は1cm
程度であるから、トリチウム生産のみ目的とし発電をし
ないブランケットを考えた場合でも、運転中の両者の温
度差350℃に対する熱変形による影響は、±30℃程
度であり、この分を見込んだ設計をすることは可能であ
る。また、構造的には2重管で構成してあり、従来の4
重管と比較して、製造が容易である。
In the fusion reactor blanket of this embodiment, the distance between the tritium breeder 4 and the coolant 3 is 1 cm.
Therefore, even when considering a blanket for the purpose of tritium production only and no power generation, the effect of thermal deformation on the temperature difference of 350 ° C during operation is about ± 30 ° C. It is possible to do. In addition, it is structurally constituted by a double tube,
It is easier to manufacture than heavy pipes.

【0037】図6〜図8を参照して、本発明による核融
合炉のブランケットの別の実施例を説明する。図6は、
本実施例の核融合炉のブランケットの赤道断面を示す図
である。中性子は、図の左側のプラズマから放出され
る。ブランケット容器1には、冷却用ピンモデュール1
3とトリチウム増殖用ピンモデュール14とが装着され
ており、残りのスペースに中性子増倍材であるベリリウ
ム6が充填されている。
Referring to FIGS. 6 to 8, another embodiment of the fusion reactor blanket according to the present invention will be described. FIG.
It is a figure showing the equator section of the blanket of the fusion reactor of this example. Neutrons are emitted from the plasma on the left side of the figure. The blanket container 1 contains a cooling pin module 1
3 and a tritium breeding pin module 14 are mounted, and the remaining space is filled with beryllium 6, which is a neutron multiplier.

【0038】図7は、冷却用ピンモデュールの断面を示
す図である。冷却冷却材である水3は、冷却管を兼ねた
ピンモデュール被覆管7の内部を流れる。
FIG. 7 is a view showing a cross section of the cooling pin module. The water 3, which is a cooling coolant, flows through the inside of the pin module covering tube 7 which also serves as a cooling tube.

【0039】図8は、トリチウム増殖用ピンモデュール
の断面を示す図である。トリチウム増殖材4は、ピンモ
デュール被覆管7内に充填されている。
FIG. 8 is a diagram showing a cross section of a tritium breeding pin module. The tritium breeder 4 is filled in the pin module cladding tube 7.

【0040】本実施例の核融合炉のブランケットにおい
ても、トリチウム増殖材4と冷却材3との間隔は1cm
程度であり、トリチウム生産のみ目的とし発電しないブ
ランケットを考えた場合でも、運転中の両者の温度差3
50℃に対する熱変形による影響は±30℃程度なの
で、この分を見込んだ設計をすることは可能である。構
造的には、単純な1重管であり、製造は容易である。
In the blanket of the fusion reactor of the present embodiment, the distance between the tritium breeding material 4 and the cooling material 3 is 1 cm.
Even when considering a blanket for the purpose of tritium production only and no power generation, the temperature difference between the two during operation is 3
Since the influence of thermal deformation on 50 ° C. is about ± 30 ° C., it is possible to design in consideration of this. Structurally, it is a simple single tube and easy to manufacture.

【0041】なお、いずれの実施例においても、ベリリ
ウムやリチウムおよびそれらの化合物は、ペブルまたは
ペレットの形に成形する。その際に熱伝導率を制御する
ために、空孔率を調整してもよい。
In each of the examples, beryllium, lithium and their compounds are formed into pebbles or pellets. At that time, the porosity may be adjusted to control the thermal conductivity.

【0042】[0042]

【発明の効果】本発明によれば、冷却材とトリチウム増
殖材と中性子増倍材のうち、いずれかの材料をブランケ
ット容器内に充填し、その中に残り2つの材料を充填し
た管を装着し、冷却材とトリチウム増殖材の間に中性子
増倍材を介在させる構造を採用し、少なくとも10mm
以上の厚さの中性子増倍材を介して冷却し、冷却材の温
度とトリチウム増殖材の温度との間の所定の温度差を得
ているので、中性子増倍材の厚さが、熱変形により1m
m程度厚さが変化しても、伝熱特性への影響は小さい。
また、本発明の核融合炉のブランケットにおいては、高
々2重管のピン型管群の集合体によりブランケットを構
成してあり、製造が容易である。
According to the present invention, one of the coolant, the tritium breeding material, and the neutron multiplier is filled in a blanket container, and a tube filled with the remaining two materials is installed therein. And adopting a structure in which a neutron multiplier is interposed between the coolant and the tritium breeding material, at least 10 mm
The neutron multiplier is cooled through the neutron multiplier having the above thickness, and a predetermined temperature difference between the temperature of the coolant and the temperature of the tritium breeder is obtained. 1m by
Even if the thickness changes by about m, the influence on the heat transfer characteristics is small.
Further, in the blanket of the nuclear fusion reactor of the present invention, the blanket is constituted by an aggregate of pin-type tube groups of at most double pipes, and is easy to manufacture.

【図面の簡単な説明】[Brief description of the drawings]

【図1】本発明による核融合炉のブランケットの一実施
例の赤道断面図である。
FIG. 1 is an equatorial sectional view of one embodiment of a blanket of a fusion reactor according to the present invention.

【図2】図1の実施例のピンモデュールの断面図であ
る。
FIG. 2 is a sectional view of the pin module of the embodiment of FIG. 1;

【図3】図1の実施例のピンモデュール管を支持するピ
ンモデュールスペーサの一例を示す図である。
FIG. 3 is a view showing an example of a pin module spacer supporting the pin module tube of the embodiment of FIG. 1;

【図4】本発明による核融合炉のブランケットの他の実
施例の赤道断面図である。
FIG. 4 is an equatorial sectional view of another embodiment of the blanket of the fusion reactor according to the present invention.

【図5】図4の実施例のピンモデュールの断面図であ
る。
FIG. 5 is a sectional view of the pin module of the embodiment of FIG. 4;

【図6】本発明による核融合炉のブランケットの別の実
施例の赤道断面図である。
FIG. 6 is an equatorial sectional view of another embodiment of the blanket of the fusion reactor according to the present invention.

【図7】図6の実施例の冷却管ピンモデュールの断面図
である。
FIG. 7 is a sectional view of the cooling pipe pin module of the embodiment of FIG. 6;

【図8】図6の実施例のトリチウム増殖用ピンモデュー
ルの断面図である。
8 is a sectional view of the tritium breeding pin module of the embodiment of FIG. 6;

【図9】従来の核融合炉のブランケットの赤道断面図で
ある。
FIG. 9 is an equatorial sectional view of a blanket of a conventional fusion reactor.

【図10】図9の従来の核融合炉のブランケットに用い
られているピンモデュールの断面図である。
FIG. 10 is a cross-sectional view of a pin module used for a blanket of the conventional fusion reactor shown in FIG.

【符号の説明】[Explanation of symbols]

1 ブランケット容器 2 ブランケットピンモデュール 3 冷却材 4 トリチウム増殖材 5 トリチウム増殖材被覆管 6 中性子増倍材 7 ピンモデュール被覆管 8 ピンモデュールスペーサ 9 ヘリウムギャップ 10 スペーサ 11 内側冷却管 12 外側冷却管 13 冷却用ピンモデュール 14 トリチウム増殖用ピンモデュール 15 冷却兼中性子増倍用ピンモデュール DESCRIPTION OF SYMBOLS 1 Blanket container 2 Blanket pin module 3 Coolant 4 Tritium breeding material 5 Tritium breeding material cladding tube 6 Neutron multiplier 7 Pin module cladding tube 8 Pin module spacer 9 Helium gap 10 Spacer 11 Inner cooling tube 12 Outer cooling tube 13 Cooling Pin Module 14 Pin Module for Tritium Breeding 15 Pin Module for Cooling and Neutron Multiplication

───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 天田 達雄 茨城県日立市幸町三丁目1番1号 株式 会社 日立製作所 日立工場内 (72)発明者 小澤 義弘 茨城県日立市幸町三丁目1番1号 株式 会社 日立製作所 日立工場内 (72)発明者 宇田 達彦 茨城県日立市森山町1168番地 株式会社 日立製作所 エネルギー研究所内 (72)発明者 大塚 道夫 茨城県日立市森山町1168番地 株式会社 日立製作所 エネルギー研究所内 (72)発明者 仁田脇 武志 茨城県日立市幸町三丁目1番1号 株式 会社 日立製作所 日立工場内 (72)発明者 吉田 浩 茨城県那珂郡那珂町大字向山801番地の 1 日本原子力研究所 那珂研究所内 (72)発明者 榎枝 幹夫 茨城県那珂郡那珂町大字向山801番地の 1 日本原子力研究所 那珂研究所内 (72)発明者 高津 英幸 茨城県那珂郡那珂町大字向山801番地の 1 日本原子力研究所 那珂研究所内 (56)参考文献 特開 昭61−104293(JP,A) 特開 昭61−202187(JP,A) 特開 昭61−231481(JP,A) (58)調査した分野(Int.Cl.6,DB名) G21B 1/00──────────────────────────────────────────────────続 き Continuing on the front page (72) Inventor Tatsuo Amada 3-1-1, Sachimachi, Hitachi-shi, Ibaraki Pref. Hitachi, Ltd. Inside the Hitachi Plant (72) Yoshihiro Ozawa 3-1-1, Sachimachi, Hitachi-shi, Ibaraki No. 1 Hitachi, Ltd. Hitachi Plant (72) Inventor Tatsuhiko Uda 1168 Moriyamacho, Hitachi City, Ibaraki Prefecture Hitachi, Ltd. Energy Research Laboratories (72) Inventor Michio Otsuka 1168 Moriyamacho, Hitachi City, Ibaraki Hitachi, Ltd. Within the Energy Research Laboratory (72) Inventor Takeshi Nitawaki 3-1-1, Komachi, Hitachi-shi, Ibaraki Pref. Hitachi, Ltd.Hitachi Plant (72) Inventor Hiroshi Yoshida 801-81 Mukoyama, Nakamachi, Naka-gun, Naka-gun, Ibaraki 1 (72) Inventor Mikio Enoe, No. 801 Mukaiyama, Nakamachi, Naka-gun, Ibaraki Pref. No. 1 Naka Research Institute of Japan Atomic Energy Research Institute (72) Inventor Hideyuki Takatsu 801 Mukaiyama, Naka-cho, Naka-gun, Naka-gun, Ibaraki Pref. 1 Inside Naka Research Institute of Japan Atomic Energy Research Institute (56) References JP 61-104293 (JP, A) JP-A-61-202187 (JP, A) JP-A-61-231481 (JP, A) (58) Fields investigated (Int. Cl. 6 , DB name) G21B 1/00

Claims (10)

(57)【特許請求の範囲】(57) [Claims] 【請求項1】 磁場により閉じ込められたプラズマ中の
核融合反応で消費された核融合炉の燃料の一つであるト
リチウムを生産するためのトリチウム増殖材と、トリチ
ウム生成効率を高めるための中性子増倍材と、核融合反
応で発生する中性子の運動エネルギーを熱エネルギーに
変換し当該熱を取り出す冷却材とを収納する冷却構造を
内部に有するブランケット容器を備え、前記プラズマに
近接する領域に設置される核融合炉のブランケットにお
いて、 前記トリチウム増殖材と中性子増倍材と冷却材のうちい
ずれかの2つの材料を充填した管を前記ブランケット容
器内に装着し、 前記管と前記ブランケット容器との間の空間に残りの材
料を充填したことを特徴とする核融合炉のブランケッ
ト。
1. A tritium breeding material for producing tritium, which is one of the fuels of a fusion reactor consumed by a fusion reaction in plasma confined by a magnetic field, and a neutron multiplier for increasing tritium generation efficiency A blanket container having a cooling structure for storing therein a doubler and a coolant that converts kinetic energy of neutrons generated in a nuclear fusion reaction into heat energy and takes out the heat is provided, and is installed in a region close to the plasma. In a blanket for a fusion reactor, a tube filled with any one of the tritium breeding material, the neutron multiplier and the coolant is mounted in the blanket container, and a space between the tube and the blanket container is provided. A blanket for a fusion reactor, characterized by filling the remaining space with the remaining material.
【請求項2】 磁場により閉じ込められたプラズマ中の
核融合反応で消費された核融合炉の燃料の一つであるト
リチウムを生産するためのトリチウム増殖材と、トリチ
ウム生成効率を高めるための中性子増倍材と、核融合反
応で発生する中性子の運動エネルギーを熱エネルギーに
変換し当該熱を取り出す冷却材とを収納する冷却構造を
内部に有するブランケット容器を備え、前記プラズマに
近接する領域に設置される核融合炉のブランケットにお
いて、内側の管 に前記トリチウム増殖材を充填しその外側の管
に前記中性子増倍材を充填した2重管を前記ブランケッ
ト容器内に装着し、 前記2重管と前記ブランケット容器との間の空間に前記
冷却材を充填したことを特徴とする核融合炉のブランケ
ット。
2. A tritium breeding material for producing tritium, which is one of the fuels of a fusion reactor consumed by a fusion reaction in a plasma confined by a magnetic field, and a neutron multiplier for increasing tritium generation efficiency. A blanket container having a cooling structure for storing therein a doubler and a coolant that converts kinetic energy of neutrons generated in a nuclear fusion reaction into heat energy and takes out the heat is provided, and is installed in a region close to the plasma. In a fusion reactor blanket, a double tube filled with the tritium breeding material in the inner tube and the neutron multiplier in the outer tube is mounted in the blanket container, and the double tube and the double tube A blanket for a fusion reactor, wherein a space between the blanket container and the blanket container is filled with the coolant.
【請求項3】 磁場により閉じ込められたプラズマ中の
核融合反応で消費された核融合炉の燃料の一つであるト
リチウムを生産するためのトリチウム増殖材と、トリチ
ウム生成効率を高めるための中性子増倍材と、核融合反
応で発生する中性子の運動エネルギーを熱エネルギーに
変換し当該熱を取り出す冷却材とを収納する冷却構造を
内部に有するブランケット容器を備え、前記プラズマに
近接する領域に設置される核融合炉のブランケットにお
いて、内側の管 に前記冷却材を充填しその外側の管に前記中性
子増倍材を充填した2重管を前記ブランケット容器内に
装着し、 前記2重管と前記ブランケット容器との間の空間に前記
トリチウム増殖材を充填したことを特徴とする核融合炉
のブランケット。
3. A tritium breeding material for producing tritium, which is one of the fuels of a fusion reactor consumed by a fusion reaction in a plasma confined by a magnetic field, and a neutron multiplier for increasing tritium generation efficiency. A blanket container having a cooling structure for storing therein a doubler and a coolant that converts kinetic energy of neutrons generated in a nuclear fusion reaction into heat energy and takes out the heat is provided, and is installed in a region close to the plasma. In a blanket of a nuclear fusion reactor, a double pipe having an inner pipe filled with the coolant and an outer pipe filled with the neutron multiplier is mounted in the blanket vessel, and the double pipe and the blanket A blanket for a nuclear fusion reactor, wherein a space between the tritium breeder and a space between the container and the container is filled with the tritium breeder.
【請求項4】 請求項2に記載の核融合炉のブランケッ
トにおいて、 前記冷却材中で前記2重管同士または前記カランドリア
管同士を支持するスペーサが、前記冷却材の流れに分布
を付ける断面形状を有することを特徴とする核融合炉の
ブランケット。
4. The blanket of a fusion reactor according to claim 2 , wherein a spacer supporting the double tubes or the calandria tubes in the coolant gives a distribution to the flow of the coolant. A fusion reactor blanket, characterized by having:
【請求項5】 磁場により閉じ込められたプラズマ中の
核融合反応で消費された核融合炉の燃料の一つであるト
リチウムを生産するためのトリチウム増殖材と、トリチ
ウム生成効率を高めるための中性子増倍材と、核融合反
応で発生する中性子の運動エネルギーを熱エネルギーに
変換し当該熱を取り出す冷却材とを収納する冷却構造を
内部に有するブランケット容器を備え、前記プラズマに
近接する領域に設置される核融合炉のブランケットにお
いて、 前記冷却材を満たした管と前記トリチウム増殖材を充填
した管とをそれぞれ前記ブランケット容器内に装着し、 前記各管と前記ブランケット容器との間の空間に中性子
増倍材を充填したことを特徴とする核融合炉のブランケ
ット。
5. A tritium breeding material for producing tritium, which is one of the fuels of a fusion reactor consumed by a fusion reaction in plasma confined by a magnetic field, and a neutron multiplier for increasing tritium generation efficiency. A blanket container having a cooling structure for storing therein a doubler and a coolant that converts kinetic energy of neutrons generated in a nuclear fusion reaction into heat energy and takes out the heat is provided, and is installed in a region close to the plasma. In a fusion reactor blanket, a tube filled with the coolant and a tube filled with the tritium breeding material are respectively mounted in the blanket container, and a neutron multiplier is provided in a space between each tube and the blanket container. A blanket for a fusion reactor characterized by being filled with doubled material.
【請求項6】 請求項1ないし請求項5のいずれか一項
に記載の核融合炉のブランケットにおいて、 前記トリチウム増殖材が、リチウムまたはリチウム化合
物のペブルまたはペレットであることを特徴とする核融
合炉のブランケット。
6. The fusion reactor blanket according to claim 1 , wherein the tritium breeding material is a pebble or pellet of lithium or a lithium compound. Furnace blanket.
【請求項7】 請求項6に記載の核融合炉のブランケッ
トにおいて、 前記ペブルまたはペレットが、空孔密度を制御したペブ
ルまたはペレットであることを特徴とする核融合炉のブ
ランケット。
7. The blanket for a fusion reactor according to claim 6 , wherein said pebbles or pellets are pebbles or pellets having a controlled pore density.
【請求項8】 請求項1ないし請求項7のいずれか一項
に記載の核融合炉のブランケットにおいて、 前記中性子増倍材が、ベリリウムおよび/または鉛のペ
ブルまたはペレットであることを特徴とする核融合炉の
ブランケット。
8. The fusion reactor blanket according to any one of claims 1 to 7 , wherein the neutron multiplier is a pebble or pellet of beryllium and / or lead. Fusion reactor blanket.
【請求項9】 請求項8に記載の核融合炉のブランケッ
トにおいて、 前記ペブルまたはペレットが、空孔密度を制御したペブ
ルまたはペレットであることを特徴とする核融合炉のブ
ランケット。
9. The blanket of a fusion reactor according to claim 8 , wherein said pebbles or pellets are pebbles or pellets having a controlled pore density.
【請求項10】 請求項1ないし請求項9のいずれか一
項に記載のブランケットを備えた核融合炉。
10. A fusion reactor comprising the blanket according to claim 1. Description:
JP4241810A 1992-09-10 1992-09-10 Fusion reactor blanket Expired - Fee Related JP2858191B2 (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP4241810A JP2858191B2 (en) 1992-09-10 1992-09-10 Fusion reactor blanket

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP4241810A JP2858191B2 (en) 1992-09-10 1992-09-10 Fusion reactor blanket

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JPH0694866A JPH0694866A (en) 1994-04-08
JP2858191B2 true JP2858191B2 (en) 1999-02-17

Family

ID=17079842

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP4241810A Expired - Fee Related JP2858191B2 (en) 1992-09-10 1992-09-10 Fusion reactor blanket

Country Status (1)

Country Link
JP (1) JP2858191B2 (en)

Families Citing this family (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP6715428B2 (en) * 2016-11-01 2020-07-01 三菱重工業株式会社 Blanket module and fusion device
GB202018198D0 (en) * 2020-11-19 2021-01-06 Tokamak Energy Ltd Breeder blanket
CN115440394B (en) * 2022-08-31 2024-09-10 核工业西南物理研究院 Tritium-producing cladding

Also Published As

Publication number Publication date
JPH0694866A (en) 1994-04-08

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US2832733A (en) Heavy water moderated neutronic reactor
US3042598A (en) Shielded thorium fuel element
US3053743A (en) Method of making a compartmented nuclear reactor fuel element
JP7432800B2 (en) proliferation blanket
Guan et al. Preliminary lightweight core design analysis of a micro‐transportable gas‐cooled thermal reactor
US2990354A (en) Nuclear fission chain reacting system
JP2858191B2 (en) Fusion reactor blanket
JP4953543B2 (en) Fuel elements and nuclear reactors using this type of fuel element
Proust et al. Solid breeder blanket design and tritium breeding
JP2008275572A (en) Nuclear fusion and fission hybrid reactor
CN112216408A (en) Fuel elements, high temperature gas cooled reactors, high temperature gas cooled reactor systems
US3101307A (en) Utilization of proton recoil energy in neutron irradiated vapor phase organic reactions
CN113674875A (en) Fast spectrum reactor core design method and reactor core structure
CN113130099A (en) Compact-structure high-flux small-sized multipurpose lead-cooled fast reactor
CN110148478A (en) A kind of fusion reactor solid-state water cooling covering production tritium multiplication agent-neutron multiplication agent
CN215265592U (en) Compact-structure high-flux small-sized multipurpose lead-cooled fast reactor
JP2003533683A (en) Monolithic fuel element and fast spectral boiling water reactor using said element
US2910418A (en) Neutronic reactor
US3974028A (en) Reactor and method of operation
RU2804452C1 (en) Blanket breeder
Cho et al. Feasibility study of fusion breeding blanket concept employing graphite reflector
JPS6353490A (en) Nuclear fuel aggregate
Childs et al. Neutronic calculations for the conceptual design of an in-reactor solid breeder experiment, triO-01
US2990357A (en) Method and apparatus for controlling neutron density
JPH0235277B2 (en)

Legal Events

Date Code Title Description
LAPS Cancellation because of no payment of annual fees