JPH0820532B2 - Nuclear fusion device - Google Patents
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- JPH0820532B2 JPH0820532B2 JP4153295A JP15329592A JPH0820532B2 JP H0820532 B2 JPH0820532 B2 JP H0820532B2 JP 4153295 A JP4153295 A JP 4153295A JP 15329592 A JP15329592 A JP 15329592A JP H0820532 B2 JPH0820532 B2 JP H0820532B2
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- Y02E30/10—Nuclear fusion reactors
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Description
【０００１】[0001]
【産業上の利用分野】本発明は核融合装置のブランケッ
トに係り、特にトリチウム増殖材の温度を制御し、トリ
チウムの生産，回収を効果的に行なうのに好適なブラン
ケットを備えた核融合装置に関する。BACKGROUND OF THE INVENTION 1. Field of the Invention The present invention relates to a blanket for a nuclear fusion device, and more particularly to a nuclear fusion device provided with a blanket suitable for controlling the temperature of a tritium breeding material and effectively producing and recovering tritium. .
【０００２】[0002]
【従来の技術】核融合装置の１つの型式であるトカマク
型核融合装置を例に挙げて従来技術を説明する。2. Description of the Related Art A conventional technique will be described by taking a tokamak type fusion device, which is one type of nuclear fusion device, as an example.
【０００３】トカマク型核融合装置のポロイダル断面上
半分を図２に示す。プラズマ１はトロイダルコイル５及
びポロイダルコイル６によって発生するトロイダル磁場
及びポロイダル磁場により閉じ込められる。プラズマ１
の外側には、これを取り囲むように、核融合反応によっ
て生成した中性子を取り込んでトリチウムを生産するト
リチウム生産と核中性子の運動エネルギーを熱エネルギ
ー変換するブランケット３が設置されている。ブランケ
ット３のうち、プラズマ１に直面した面には、通常第１
壁２と呼ばれる、プラズマ１からの熱輻射及び荷電粒子
の衝突を直接受ける面がある。ブランケット３の外側に
は、これを取り囲むように中性子及びガンマ線の漏れを
防ぐための遮蔽体４が設置されている。FIG. 2 shows the upper half of the poloidal cross section of the tokamak fusion device. The plasma 1 is confined by the toroidal magnetic field and the poloidal magnetic field generated by the toroidal coil 5 and the poloidal coil 6. Plasma 1
A blanket 3 is installed outside of the so as to surround it and produce tritium by taking in neutrons generated by a fusion reaction and convert kinetic energy of nuclear neutrons into thermal energy. Of the blanket 3, the surface facing the plasma 1 is usually the first
There is a surface called a wall 2, which is directly subjected to thermal radiation from the plasma 1 and collision of charged particles. A shield 4 for preventing leakage of neutrons and gamma rays is installed outside the blanket 3 so as to surround the blanket 3.
【０００４】ブランケット３は、トリチウム生産に伴う
発熱、中性子の運動エネルギーの熱エネルギーへの変換
による熱、及び第１壁で発生する熱（以下これらを纏め
て核発熱と呼ぶ）を除去するために冷却する必要があ
る。そのために、ブランケット３ではトリチウム増殖領
域の間にトリチウム増殖材冷却用流路を設け、冷却用材
料を流している。第１壁で発生する熱は、プラズマ１で
発生する熱の１０〜２０％である。また、ブランケット
３の内部では、プラズマ１に近いトリチウム増殖領域の
方がプラズマ１から流入する中性子密度が高いためにト
リチウム生産量が高く、それだけ発熱密度も高くなる。
そのために、従来のブランケットではプラズマ１に近い
ほどトリチウム増殖材冷却用流路の散在密度を高くなる
ようにしている。通常トリチウム増殖材としては、Ｌｉ
2Ｏ が用いられ、ブランケット内の冷却用材料としては
軽水が用いられる。また、冷却流路壁及びブランケット
容器には、通常、ＳＵＳが用いられる。The blanket 3 is for removing heat generated by tritium production, heat generated by conversion of neutron kinetic energy into heat energy, and heat generated at the first wall (hereinafter collectively referred to as nuclear heat generation). It needs to be cooled. Therefore, in the blanket 3, a flow path for cooling the tritium breeding material is provided between the tritium breeding regions to flow the cooling material. The heat generated by the first wall is 10 to 20% of the heat generated by the plasma 1. Further, inside the blanket 3, the tritium breeding region near the plasma 1 has a higher neutron density flowing from the plasma 1, so that the tritium production amount is higher and the heat generation density is higher accordingly.
Therefore, in the conventional blanket, the closer the density to the plasma 1 is, the higher the scattered density of the flow path for cooling the tritium breeding material becomes. Usually, as a tritium breeding material, Li
2 O is used, and light water is used as a cooling material in the blanket. Further, SUS is usually used for the cooling channel wall and the blanket container.
【０００５】トリチウム増殖領域で生成されたトリチウ
ムは、トリチウム増殖領域に流れるトリチウムキャリ
ア、例えば、ヘリウムガスにより、連続的に回収され
る。トリチウムの連続回収に必要なトリチウム増殖材温
度は、トリチウムが熱運動でトリチウム増殖材の結晶格
子間から放出するのに適した放出最適温度４００℃〜10
00℃である。The tritium produced in the tritium breeding region is continuously recovered by the tritium carrier, such as helium gas, flowing in the tritium breeding region. The temperature of the tritium breeding material required for continuous recovery of tritium is the optimum release temperature of 400 ° C.
It is 00 ° C.
【０００６】従来のブランケットにおいては、上記温度
範囲内にトリチウム増殖材温度を保つように、トリチウ
ムキャリアであるヘリウムガス（熱伝導率１.４２×１
０3Ｗ／ｍＫ）中に熱伝導率の低いアルゴンガス（熱伝
導率１.６３×１０2Ｗ／ｍＫ）を混入して、トリチウム
増殖領域内の有効熱伝達率を下げていた。その結果、放
出最適温度範囲のうち最低温度以下の温度になるトリチ
ウム増殖材領域を少なくしていた。In the conventional blanket, helium gas (thermal conductivity: 1.42 × 1), which is a tritium carrier, is used so as to keep the temperature of the tritium breeding material within the above temperature range.
Argon gas (thermal conductivity: 1.63 × 10 2 W / mK) having a low thermal conductivity was mixed into 0 3 W / mK) to reduce the effective heat transfer coefficient in the tritium breeding region. As a result, the area of the tritium breeding material that has a temperature lower than the lowest temperature in the optimum emission temperature range has been reduced.
【０００７】[0007]
【発明が解決しようとする課題】従来のように、アルゴ
ンガスをヘリウムガス中に混入して、トリチウム増殖材
温度を放出最適温度範囲に保つことには、次の点に問題
がある。Problems to be Solved by the Invention Conventionally, mixing argon gas into helium gas to keep the temperature of the tritium breeding material within the optimum emission temperature range has the following problems.
【０００８】第１の問題は、トリチウムキャリアの熱伝
達率の低下により、放出最適温度範囲のうち最低温度以
下になるトリチウム増殖領域を少なくすることができる
が、トリチウム増殖材中の温度傾斜が大きくなるため
に、トリチウム増殖材中の最高温度の値が高くなり、上
記最高温度である１０００℃を越えてしまうことであ
る。The first problem is that the reduction of the heat transfer coefficient of the tritium carrier makes it possible to reduce the tritium breeding region where the temperature is lower than the lowest temperature in the optimum emission temperature range, but the temperature gradient in the tritium breeding material is large. Therefore, the value of the maximum temperature in the tritium breeding material becomes high and exceeds the maximum temperature of 1000 ° C.
【０００９】第２の問題は、トリチウムキャリアとし
て、ヘリウムガスとアルゴンガスの２成分になるため
に、アルゴンガスとヘリウムガスを分離しなければなら
ないことである。ヘリウムガスからトリチウムを分離す
るには、次に示すプロセスを用いていた。The second problem is that the argon gas and the helium gas must be separated because the tritium carrier has two components of helium gas and argon gas. The following process was used to separate tritium from helium gas.
【００１０】(1）ヘリウムガスとトリチウムガスとの混
合ガスを触媒酸化反応塔へ流入して、トリチウムガス
（Ｔ2）をＴ2Ｏにまで酸化させる。触媒にはＣＯを用い
る。このため、トリチウムキャリア中には、ヘリウムガ
ス(Ｈｅ)，Ｔ2Ｏ，ＣＯ，ＣＯ2が含まれている。(1) A mixed gas of helium gas and tritium gas is introduced into a catalytic oxidation reaction tower to oxidize tritium gas (T 2 ) to T 2 O. CO is used as the catalyst. Therefore, the tritium carrier contains helium gas (He), T 2 O, CO, and CO 2 .
【００１１】(2）ＣＯ，ＣＯ2 その他の不純物は、液体
窒素温度の低温吸着トラップで吸着させて取り除く。(2) CO, CO 2 and other impurities are adsorbed and removed by a low temperature adsorption trap of liquid nitrogen temperature.
【００１２】(3）ＨｅとＴ2Ｏ の混合ガスを液体窒素冷
媒のコールドトラップでＴ2Ｏ を氷にし、Ｈｅと分離す
る。(3) A mixed gas of He and T 2 O is made into ice with T 2 O by a cold trap of a liquid nitrogen refrigerant and separated from He.
【００１３】(4）氷のＴ2Ｏ を昇化液化して、電気分解
セルで、Ｔ2 ガスに変換する。(4) T 2 O of ice is sublimated and liquefied and converted into T 2 gas in an electrolysis cell.
【００１４】以上のような複雑、かつ、困難な技術に加
えてアルゴンガスが更にトリチウムキャリア中に混入す
ると、上記プロセスの他に、ヘリウムガスとアルゴンガ
スを分離する技術が必要となる。In addition to the above complicated and difficult technique, if argon gas is further mixed in the tritium carrier, a technique for separating helium gas and argon gas is required in addition to the above process.
【００１５】また、ブランケットまでの配管系統が、ア
ルゴンガス系統分だけ増え、配管が更に複雑になる。Further, the number of piping systems up to the blanket is increased by the amount corresponding to the argon gas system, and the piping becomes more complicated.
【００１６】更に、トリチウム増殖領域内に冷却用流路
を散在させているので、この冷却用流路を流れる水によ
り中性子は減速され、十分なトリチウム増殖比が得られ
ないという問題がある。Further, since the cooling channels are scattered in the tritium breeding region, there is a problem that neutrons are slowed down by the water flowing through the cooling channels, and a sufficient tritium breeding ratio cannot be obtained.
【００１７】本発明の目的は、トリチウム増殖材の温度
をトリチウム生産の最適温度範囲に制御し、トリチウム
の生産，回収を効果的に行なうことのできるブランケッ
トを備えた核融合装置を提供することにある。An object of the present invention is to provide a fusion device equipped with a blanket capable of controlling the temperature of the tritium breeding material within the optimum temperature range for tritium production and effectively producing and recovering tritium. is there.
【００１８】[0018]
【課題を解決するための手段】本発明は、ブランケット
内の各トリチウム増殖領域の温度が４００℃〜1000℃の
範囲に入るように、複数のトリチウム増殖材冷却用流路
を層状に構成すると共に、前記複数のトリチウム増殖領
域はプラズマに最も近い増殖領域の厚さを最小にして真
空容器壁側になるに従い大きくなるように構成したもの
である。 また、前記トリチウム増殖材冷却用流路の流路
抵抗が異なっているようにしたものである。 SUMMARY OF THE INVENTION The present invention is a blanket.
The temperature of each tritium breeding area within 400 ℃ ~ 1000 ℃
Multiple tritium breeder cooling channels to enter range
And a plurality of tritium breeding regions
The region is true by minimizing the thickness of the breeding region closest to the plasma.
It is constructed so that it becomes larger toward the empty container wall side
It is. Further, the flow path of the flow path for cooling the tritium breeding material
The resistance is different.
【００１９】[0019]
【作用】トリチウム増殖領域内のトリチウム増殖材は、
プラズマからの中性子照射を受けてトリチウムを生産し
発熱反応を起こすので、プラズマに近いトリチウム増殖
領域ほど、核発熱量が多い。 トリチウム増殖領域の温度
は、トリチウム増殖領域の厚さと、冷却用材料の流量
と、トリチウムキャリアの流量に依存する。トリチウム
増殖領域の厚さが大きいほど、冷却用流路から離れるト
リチウム増殖領域の中心部の温度は高くなるので、トリ
チウム増殖領域の厚さを変えれば、層状に構成された複
数のトリチウム増殖材冷却用通路を流れる冷却用材料の
冷却効果も合わせて、トリチウム増殖領域の温度を制御
できる。 ブランケットの各トリチウム増殖領域の温度が
４００℃〜１０００℃の範囲に入るように、プラズマに
最も近い増殖領域の厚さを最小にして真空容器壁側にな
るのに従い各増殖領域の厚さを大きくすれば、層状に構
成された複数のトリチウム増殖材冷却用通路を流れる冷
却用材料の冷却効果と合わせて、トリチウム増殖領域内
のトリチウム増殖材をトリチウム生産の最適温度範囲で
ある４００℃〜１０００℃に維持できる。 また、プラズ
マに最も近い増殖領域の厚さを最小にして真空容器壁側
になるのに従い各増殖領域の厚さを大きくすると共に、
トリチウム増殖材冷却用流路の流路抵抗を異ならせて流
量を調整した冷却用材料の冷却効果によって、トリチウ
ム増殖領域の温度をトリチウム生産の最適温度範囲であ
る４００℃〜１０００℃に維持できる。トリチウムキャ
リアの流量を増やしても、トリチウム増殖領域の冷却を
増すことができる。 [Function] The tritium breeding material in the tritium breeding region is
It produces tritium by receiving neutron irradiation from plasma.
Exothermic reaction causes tritium multiplication similar to plasma
The higher the area, the greater the nuclear heating value. Tritium breeding region temperature
Is the thickness of the tritium breeding region and the flow rate of the cooling material
And, depending on the flow rate of the tritium carrier. Tritium
The thicker the growth area, the farther away it is from the cooling channel.
Since the temperature in the center of the lithium breeding region becomes high,
By changing the thickness of the thium multiplication region,
Of tritium breeder cooling material flowing through the cooling passages
Controls the temperature of the tritium breeding region, including the cooling effect
it can. The temperature of each tritium breeding region of the blanket is
The plasma is adjusted so that it falls within the range of 400 ° C to 1000 ° C.
Minimize the thickness of the closest breeding area to the vacuum vessel wall side.
By increasing the thickness of each growth area as
Cooling that flows through multiple tritium breeder cooling passages
Within the tritium breeding area, together with the cooling effect of the material to be rejected
Tritium breeding material in the optimum temperature range for tritium production
It can be maintained at 400 ° C to 1000 ° C. Also, Plas
Vacuum chamber wall side by minimizing the thickness of the breeding region closest to
With increasing the thickness of each growth area as
Flow with different flow resistance of the flow path for cooling the tritium breeding material
Due to the cooling effect of the cooling material whose amount is adjusted,
The temperature of the growth region is within the optimum temperature range for tritium production.
It can be maintained at 400 ° C to 1000 ° C. Tritium
Cooling of the tritium breeding area is possible even if the rear flow rate is increased.
Can be increased.
【００２０】[0020]
【００２１】また、このときトリチウム増殖材冷却用流
路を層状に構成することによって、従来のトリチウム増
殖領域内に冷却用流路を散在させた場合に比べて、トリ
チウム増殖領域における水による中性子の減速がない
分、トリチウムを有効に生産でき、トリチウム増殖比を
向上することができる。従って、プラズマに近いトリチ
ウム増殖領域で所望の量のトリチウムを生産・回収でき
れば、これにより外側にあるトリチウム増殖領域は不要
となるので、ブランケットを小型化でき、引いては核融
合装置を小型化できることになる。Further, at this time, by constructing the tritium breeding material cooling channel in a layered form, neutrons due to water in the tritium breeding region can be compared with the case where the cooling channels are scattered in the conventional tritium breeding region. Since there is no deceleration, tritium can be effectively produced and the tritium breeding ratio can be improved. Therefore, if a desired amount of tritium can be produced and collected in the tritium breeding region close to plasma, the outer tritium breeding region can be eliminated, so that the blanket can be downsized and the fusion device can be downsized. become.
【００２２】[0022]
【実施例】以下、本発明の実施例によって説明する。図
１に、本発明の一実施例である核融合装置のブランケッ
トの概略図を示す。図１において、８はトリチウム増殖
領域で、本例では４つに分割してある。９は各トリチウ
ム増殖領域の冷却用流路、１０は冷却用材料例えば軽水
の流入口、１１は冷却用材料の流出口、１２はトリチウ
ムキャリア例えばヘリウムガスの流入口、１３はトリチ
ウムキャリアの流出口である。冷却用材料は、流入口１
０からブランケット容器内に入り、流路９を通って、核
発熱で発生した熱量を吸収して、流出口１１よりブラン
ケット容器の外に出る。トリチウムキャリアは、流入口
１２より各トリチウム増殖領域に入り、ポーラス状ある
いはペレット状等のトリチウム増殖材のすきまを通っ
て、トリチウム増殖材で生成されたトリチウムとの混入
ガスとなって流出口１３より、ブランケット容器の外に
出る。EXAMPLES Examples of the present invention will be described below. FIG. 1 shows a schematic view of a blanket of a nuclear fusion device which is an embodiment of the present invention. In FIG. 1, 8 is a tritium breeding region, which is divided into 4 in this example. Reference numeral 9 is a cooling passage for each tritium breeding region, 10 is an inlet for cooling material such as light water, 11 is an outlet for cooling material, 12 is an inlet for tritium carrier such as helium gas, and 13 is an outlet for tritium carrier. Is. The cooling material is the inlet 1
From 0, it enters the blanket container, passes through the flow path 9, absorbs the amount of heat generated by nuclear heat generation, and exits the blanket container from the outlet 11. The tritium carrier enters each tritium breeding region from the inflow port 12, passes through the gap of the tritium breeding material in the form of porous or pellets, becomes a mixed gas with tritium generated in the tritium breeding material, and exits from the outflow port 13. , Go out of the blanket container.
【００２３】プラズマに近いトリチウム増殖領域ほど、
核発熱量が多い。従って、トリチウム増殖材温度を放出
最適温度範囲である４００℃〜１０００℃に保つための
構造を図３，図４に示す。図３は、図１の縦断面図であ
る。図３において、８はトリチウム増殖領域、９は冷却
用流路、１０は冷却材料の流入口、１２はトリチウムキ
ャリアの流出口である。トリチウム増殖領域８は、プラ
ズマに最も近い増殖領域の厚さを最小にして、真空容器
側になるのに従い増殖領域の厚さを大きくして、温度上
昇をある程度抑えている。このとき、トリチウム増殖材
の各領域の最低温度は、各領域の外側を取り囲むように
流れる冷却用材料の流量できまる。図３では、核発熱量
の多い、プラズマに近いトリチウム増殖領域では、それ
を取り囲む流量が多くなるように、流路幅を大きくし、
また、核発熱量が少ない、プラズマから遠く離れたトリ
チウム増殖領域ではそれを取り囲む流量が少なくなるよ
うに、流路幅をせまくしたブランケット構造を示す。The tritium breeding region closer to the plasma,
There is a large amount of nuclear heat. Therefore, a structure for keeping the temperature of the tritium breeding material within the optimum emission temperature range of 400 ° C. to 1000 ° C. is shown in FIGS. FIG. 3 is a vertical sectional view of FIG. In FIG. 3, 8 is a tritium breeding region, 9 is a cooling channel, 10 is an inlet of a cooling material, and 12 is an outlet of a tritium carrier. The tritium breeding area 8 is
Minimize the thickness of the growth area closest to the Zuma
Increasing the thickness of the growth area toward the
The rise is suppressed to some extent. At this time, the minimum temperature of each region of the tritium breeding material can be controlled by the flow rate of the cooling material that surrounds the outside of each region. In FIG. 3, in the tritium breeding region near the plasma where the nuclear calorific value is large, the flow passage width is increased so that the flow rate surrounding the tritium breeding region is increased,
In addition, a blanket structure with a narrow channel width is shown so that the flow rate surrounding the tritium breeding region far from the plasma, where the nuclear heating value is small, is small.
【００２４】図４は、図１の横断面図である。図４ａに
おいて、７はブランケット容器、８はトリチウム増殖領
域、９は冷却用流路、１０は冷却用材料の流入口、１２
はトリチウムキャリアの流出口、１４はオリフィスであ
る。本例では、オリフィスはトリチウムキャリアの流出
口側に設置してあるが、トリチウムキャリアの流入口側
に設置しても良い。トリチウム増殖領域８は、プラズマ
に最も近い増殖領域の厚さを最小にして、真空容器側に
なるのに従い増殖領域の厚さを大きくして、温度上昇を
ある程度抑えている。このとき、各トリチウム増殖領域
の最高温度は、トリチウムキャリアの流量に反比例す
る。一般的には核発熱量が多くなるプラズマに近いトリ
チウム増殖領域では、上記領域内での最高温度は、プラ
ズマから離れたトリチウム増殖領域内の最高温度より高
くなる。そこで、トリチウム増殖領域がプラズマに近く
なる程トリチウムキャリアの流量を多くして、各トリチ
ウム増殖領域の最高温度を１０００℃以下におさえる。
図４ｃは上記の場合を示し、トリチウム増殖領域がプラ
ズマに近くなる程、トリチウムキャリアの流量を多くす
るために、トリチウムキャリア管１５の各トリチウム増
殖領域への注入あるいは注出口にオリフィスを設置し、
オリフィスの厚さをプラズマに近くなる程薄くしたもの
を示す。すなわち、図４ｂにおいて、１はａ−ａ′断面
を、２はｂ−ｂ′断面を、３はｃ−ｃ′断面を、４はｄ
−ｄ′断面を示す。また図４ｃはｅ−ｅ′断面を示す。FIG. 4 is a cross-sectional view of FIG. In FIG. 4 a, 7 is a blanket container, 8 is a tritium breeding region, 9 is a cooling flow path, 10 is a cooling material inlet, and 12
Is an outlet of the tritium carrier, and 14 is an orifice. In this example, the orifice is installed on the outflow side of the tritium carrier, but it may be installed on the inflow side of the tritium carrier. Tritium breeding area 8 is plasma
The thickness of the growth area closest to the
The thickness of the growth area increases as
It is suppressed to some extent. At this time, the maximum temperature of each tritium breeding region is inversely proportional to the flow rate of the tritium carrier. Generally, in the tritium breeding region near the plasma where the nuclear calorific value is large, the maximum temperature in the above region is higher than the maximum temperature in the tritium breeding region away from the plasma. Therefore, the flow rate of the tritium carrier is increased as the tritium breeding region becomes closer to the plasma, and the maximum temperature of each tritium breeding region is kept at 1000 ° C. or less.
FIG. 4c shows the above case, and in order to increase the flow rate of the tritium carrier as the tritium breeding region becomes closer to the plasma, an orifice is installed at the injection or spout of each tritium breeding region of the tritium carrier tube 15.
The thickness of the orifice is made thinner toward the plasma. That is, in FIG. 4b, 1 is aa 'cross section, 2 is bb' cross section, 3 is cc 'cross section, and 4 is d.
-D 'cross section is shown. Further, FIG. 4c shows a cross section taken along the line ee '.
【００２５】図５に、図１に示したブランケット構造に
おける、トリチウム増殖領域の温度分布の１例を示す。
図５において、核融合出力４４０ＭＷブランケット幅５
０cm、冷却用材料として軽水、トリチウムキャリアとし
てヘリウムガス，トリチウム増殖材としてＬｉ2Ｏ ，ブ
ランケット容器，トリチウム増殖材のケース，冷却管，
トリチウムキャリア管共にＳＵＳの場合である。トリチ
ウム増殖材の温度分布を調節しない場合、領域１の最高
温度が８５５℃となり、各領域の内でもっとも高い。領
域４の最低温度は２１５℃で、各領域の内でもっとも低
い。このように、トリチウム増殖材の放出最適温度４０
０℃〜１０００℃の範囲に含まれない領域がある。従来
技術として、アルゴンガスをヘリウムガスに混入したト
リチウムキャリアを用いる場合、冷却用材料とトリチウ
ム増殖材との間を流れるトリチウムキャリアの熱伝達率
が小さくなるので、冷却用材料に最も近い所のトリチウ
ム増殖領域の温度は、トリチウムキャリアとしてヘリウ
ムガスのみを用いる場合に比べて高くなる。これに伴
い、各領域のトリチウム増殖材の最高温度が上がる。本
発明では、各領域のトリチウム増殖材の温度が放出最適
温度範囲内に入るように、従来の一率５mmの冷却用材料
流路幅を５mm，５mm，３.６mm，２.４mmに変更する。こ
れによって、各領域の最低温度を放出最適温度内にす
る。次に各領域（１〜４）のトリチウムキャリアの流量
をオリフィスで調節する。図５では、第３，第４領域の
最低温度を４００℃まで上げたために第３，第４領域の
最高温度が１０００℃近くまで高くなるので、トリチウ
ムキャリア流量を第３，第４領域共に１.２倍 にしたも
のである。この例では、第１，第２領域のトリチウムキ
ャリア注入，注出口にオリフィスを取り付けた。FIG. 5 shows an example of temperature distribution in the tritium breeding region in the blanket structure shown in FIG .
In Figure 5, fusion output 440 MW blanket width 5
0 cm, light water as cooling material, helium gas as tritium carrier, Li 2 O as tritium breeding material, blanket container, case of tritium breeding material, cooling tube,
Both tritium carrier tubes are made of SUS. When the temperature distribution of the tritium breeding material is not adjusted, the maximum temperature in the region 1 is 855 ° C, which is the highest in each region. The minimum temperature in the region 4 is 215 ° C., which is the lowest in each region. Thus, the optimum release temperature of the tritium breeding material is 40
There is a region not included in the range of 0 ° C to 1000 ° C. As a conventional technique, when a tritium carrier in which argon gas is mixed with helium gas is used, the heat transfer coefficient of the tritium carrier flowing between the cooling material and the tritium breeding material becomes small, so that the tritium closest to the cooling material is used. The temperature of the breeding region is higher than that when only helium gas is used as the tritium carrier. Along with this, the maximum temperature of the tritium breeding material in each region rises. In the present invention, the conventional cooling material passage width of 5 mm is changed to 5 mm, 5 mm, 3.6 mm, and 2.4 mm so that the temperature of the tritium breeding material in each region falls within the optimum release temperature range. . As a result, the minimum temperature of each region is set within the optimum emission temperature. Next, the flow rate of the tritium carrier in each area (1 to 4) is adjusted by the orifice. In FIG. 5, since the maximum temperature in the third and fourth regions is increased to nearly 1000 ° C. because the minimum temperature in the third and fourth regions is increased to 400 ° C., the tritium carrier flow rate is set to 1 in both the third and fourth regions. .2 times that. In this example, the tritium carrier injection and the spout of the first and second regions were provided with orifices.
【００２６】トリチウムキャリアの流量について示す。
核融合出力４４０ＭＷの場合、冷却用材料とヘリウムガ
スの両者で冷却すべき熱量は３５２ＭＷである。ヘリウ
ムガスの流量でトリチウム増殖材温度をコントロールす
るには、上記３５２ＭＷの内の１０％である３５ＭＷ分
を調節して、上記トリチウム増殖材温度差を約１００℃
まで変動させる必要がある。トリチウムキャリアとし
て、例えばヘリウムガスを用いる場合その定圧比率Ｃは
Ｃ＝５.２ｊ／ｇＫ である。冷却用材料の温度差が、ブ
ランケットの入口と出口で５０℃の場合、トリチウムキ
ャリアのブランケットの入口と出口での温度差を５０℃
とする。ブランケット内に流すべきトリチウムキャリア
ガスの流量Ｘは、上記温度差をΔＴ(＝５０℃)熱量Ｗ
(＝３５ＭＷ)とすると、Ｘ＝Ｗ／Ｃ・ΔＴより、Ｘ＝１
４１kg／ｓである。The flow rate of the tritium carrier will be shown.
When the fusion power is 440 MW, the amount of heat to be cooled by both the cooling material and the helium gas is 352 MW. In order to control the temperature of the tritium breeding material by the flow rate of helium gas, 35 MW which is 10% of the 352 MW is adjusted so that the temperature difference of the tritium breeding material is about 100 ° C.
Need to fluctuate. When, for example, helium gas is used as the tritium carrier, the constant pressure ratio C is C = 5.2 j / gK 2. When the temperature difference between the cooling material and the inlet and outlet of the blanket is 50 ° C, the temperature difference between the inlet and outlet of the blanket of the tritium carrier is 50 ° C.
And The flow rate X of the tritium carrier gas to be flown into the blanket is the temperature difference ΔT (= 50 ° C.)
(= 35 MW), X = 1, from X = W / C · ΔT
It is 41 kg / s.
【００２７】以上の結果、トリチウム増殖材温度は放出
最適温度４００℃〜１０００℃内に保つことができる。
また、アルゴンガスを使用しないので、トリチウムキャ
リアから、アルゴンガスを分離する必要がなく、トリチ
ウム回収系が複雑にならない。As a result of the above, the temperature of the tritium breeding material can be kept within the optimum release temperature of 400 ° C to 1000 ° C.
Further, since argon gas is not used, it is not necessary to separate the argon gas from the tritium carrier, and the tritium recovery system does not become complicated.
【００２８】以下、本発明の他の実施例を示す。図６，
図７は冷却用材料の流路幅の調節にスペーサーを使用し
た実施例である。図６，図７において、１６はスペーサ
ーである。この実施例では、各トリチウム増殖領域間の
冷却用材料の流路幅９は一定である。流路に設置するス
ペーサーの本数で冷却用材料の流量を調節する。トリチ
ウム増殖領域はプラズマに近い程、核発熱量が多いの
で、プラズマに近いトリチウム増殖領域間程、スペーサ
ーの数を少なくする。Another embodiment of the present invention will be described below. Figure 6,
FIG. 7 shows an example in which a spacer is used to adjust the flow channel width of the cooling material. In FIGS. 6 and 7, 16 is a spacer. In this embodiment, the flow passage width 9 of the cooling material between the tritium breeding regions is constant. The flow rate of the cooling material is adjusted by the number of spacers installed in the flow path. The closer the plasma to the tritium breeding region, the greater the amount of nuclear heat generation. Therefore, the number of spacers is reduced near the plasma to the tritium breeding region.
【００２９】図８は、本発明の他の実施例である。図８
ａでは、トリチウムキャリアの流量を調節するために、
オリフィスを用いないで、トリチウムキャリア管の管径
を調節したものである。核発熱量が多くなるプラズマに
近いトリチウム増殖領域程、トリチウムキャリア管１５
のトリチウム増殖領域への注入あるいは注出口の管径を
ふとくしたブランケット構造である。図８ｂにおいて、
１はａ−ａ′断面を、２はｂ−ｂ′断面を、３はｃ−
ｃ′断面を、４はｄ−ｄ′断面を示す。FIG. 8 shows another embodiment of the present invention. FIG.
In a, in order to adjust the flow rate of the tritium carrier,
The diameter of the tritium carrier tube was adjusted without using an orifice. The tritium carrier tube 15 is closer to the tritium breeding region closer to the plasma where the nuclear calorific value increases.
This is a blanket structure in which the pipe diameter of the injection or spout to the tritium breeding region of is sealed. In Figure 8b,
1 is an aa 'cross section, 2 is a bb' cross section, 3 is a c-
The c'section and 4 are dd 'sections.
【００３０】図９は本発明の他の実施例である。図９に
おいて、７はブランケット容器、８はトリチウム増殖領
域、１０は冷却用材料のブランケットへの流入口、１１
は冷却用材料のブランケットからの流出口、１２はトリ
チウムキャリアのブランケットへの注入口、１３はトリ
チウムキャリアのブランケットからの注出口、１７は冷
却用材料の流路を管で構成したもの、１８は各トリチウ
ム増殖領域間の冷却用材料の流路を管で構成したもの、
１９はプラズマに面するブランケット壁である。FIG. 9 shows another embodiment of the present invention. In FIG. 9, 7 is a blanket container, 8 is a tritium breeding region, 10 is an inlet of the cooling material to the blanket, 11
Is an outlet of the cooling material from the blanket, 12 is an inlet of the tritium carrier to the blanket, 13 is an outlet of the tritium carrier from the blanket, 17 is a cooling material flow path constituted by a pipe, and 18 is The flow path of the cooling material between each tritium breeding area is composed of tubes,
19 is a blanket wall facing the plasma.
【００３１】冷却用材料は、流入口１０からブランケッ
ト容器７内に入り、冷却管で構成された流路１７，１８
を流れて、核発熱で発生した熱量を吸収して、流出口１
１よりブランケット容器７の外へ出る。トリチウムキャ
リアは、注入口１２よりブランケット容器７内の各トリ
チウム増殖領域に入り、トリチウム増殖材のすきまを通
って、トリチウム増殖材から生成されたトリチウムとの
混合ガスとなって注出口１３は、ブランケット容器７の
外に出る。The cooling material enters the blanket container 7 through the inflow port 10, and the flow paths 17 and 18 constituted by cooling pipes.
Flow through the outlet to absorb the amount of heat generated by nuclear heat generation,
From 1 goes out of the blanket container 7. The tritium carrier enters each tritium breeding region in the blanket container 7 through the inlet 12, passes through the gap of the tritium breeding material, becomes a mixed gas with tritium produced from the tritium breeding material, and the spout 13 is a blanket. Go out of container 7.
【００３２】本実施例では、冷却管を並べて、冷却用材
料の流路を形成して、ブランケット構造の強度を高めた
ものである。In this embodiment, the cooling pipes are arranged to form a flow path for the cooling material to enhance the strength of the blanket structure.
【００３３】各トリチウム増殖領域の最低温度は、各領
域を取り囲むように流れる冷却用材料の流量できまる。
トリチウム増殖材の温度をトリチウムの放出に適した４
００℃〜１０００℃に保つ必要がある。各トリチウム増
殖領域の最低温度を４００℃以上に保つために、核発熱
量の多い、プラズマに近いトリチウム増殖領域では、そ
れを取り囲む冷却用材料の流量が多くなるように、冷却
管１８の管径を太くし、また、核発熱量が少なく、プラ
ズマから遠くはなれたトリチウム増殖領域では、それを
取り囲む冷却用材料の流量が少なくなるように、冷却管
１８の管径をほそくする。この冷却管の管径の変化の仕
方は、図５のところで示した方法を用いる。The minimum temperature of each tritium breeding zone depends on the flow rate of the cooling material that surrounds each zone.
The temperature of the tritium breeding material is suitable for the release of tritium 4.
It is necessary to keep the temperature between 00 ° C and 1000 ° C. In order to keep the minimum temperature of each tritium breeding region at 400 ° C. or higher, in the tritium breeding region with a large amount of nuclear heat generation and near the plasma, the pipe diameter of the cooling pipe 18 is set so that the flow rate of the cooling material surrounding it is large. In the tritium breeding region that is far from the plasma and has a small nuclear calorific value, the diameter of the cooling pipe 18 is made small so that the flow rate of the cooling material surrounding it is small. The method shown in FIG. 5 is used to change the diameter of the cooling pipe.
【００３４】各トリウム増殖領域の最高温度は、トリチ
ウムキャリアの流量に反比例する。トリチウム増殖材の
温度は上記の４００℃〜１０００℃に保つ必要がある。
各トリチウム増殖領域の最高温度を１０００℃以下にす
るために、トリチウム増殖領域がプラズマに近くなる
程、核発熱量が多く、上記領域の最高温度が、プラズマ
から遠く離れた領域の最高温度より一般的に高くなるの
で、トリチウムキャリアの流量を多く流す。例えば、図
４，図８に示した方法で、トリチウムキャリアの流量を
多領域で変化させる。The maximum temperature of each thorium breeding region is inversely proportional to the flow rate of the tritium carrier. The temperature of the tritium breeding material needs to be maintained at the above-mentioned 400 ° C to 1000 ° C.
In order to keep the maximum temperature of each tritium breeding region at 1000 ° C. or less, the closer the plasma to the tritium breeding region, the greater the nuclear heating value, and the highest temperature in the above region is generally higher than the highest temperature in the region far from the plasma. Therefore, the flow rate of the tritium carrier is increased. For example, the flow rate of the tritium carrier is changed in multiple regions by the method shown in FIGS.
【００３５】図１０は本発明の他の実施例である。図１
０において、７はブランケット容器，８はトリチウム増
殖領域、１０は冷却用材料のブランケットへの流入口、
１１は冷却用材料のブランケットからの流出口、１２は
トリチウムキャリアのブランケットへの注入口、１３は
トリチウムキャリアのブランケットからの注出口、１７
は冷却用材料の流路を管で構成したもの、１８は各トリ
チウム増殖領域間の冷却用材料の流路を管で構成したも
の、１９はプラズマに面したブランケット壁、２０は各
トリチウム増殖領域へのトリチウムキャリア注入口であ
る。注入口２０には、トリチウムキャリアの流量調節器
２１、例えば、トリチウム増殖材の温度に伴って流量を
変化させる、バイメタルで構成された流量調節器が設置
してある。FIG. 10 shows another embodiment of the present invention. FIG.
In 0, 7 is a blanket container, 8 is a tritium breeding region, 10 is an inlet of the cooling material to the blanket,
11 is an outlet of the cooling material from the blanket, 12 is an inlet of the tritium carrier to the blanket, 13 is an outlet of the tritium carrier from the blanket, 17
Is a cooling material flow path made up of tubes, 18 is a cooling material flow path between each tritium breeding area made up of tubes, 19 is a blanket wall facing the plasma, 20 is each tritium breeding area Is a tritium carrier injection port. The inlet 20 is provided with a flow controller 21 for the tritium carrier, for example, a flow controller made of bimetal that changes the flow rate according to the temperature of the tritium breeding material.
【００３６】冷却用材料は、流入口１０からブランケッ
ト容器７内に入り、冷却管で構成された流路１７，１８
を流れて、核発熱で発生した熱量を吸収して、流出口１
１よりブランケット容器７の外へ出る。トリチウムキャ
リアは、注入口１２よりブランケット容器内に入り、流
量調節器２０を通って各トリチウム増殖領域へ入る。上
記トリチウムキャリアは上記トリチウム増殖材のすきま
を通って、上記トリチウム増殖材で生成されたトリチウ
ムとの混合ガスとなって注出口１３より、ブランケット
の外に出る。The cooling material enters the blanket container 7 through the inflow port 10, and the flow paths 17 and 18 constituted by cooling pipes.
Flow through the outlet to absorb the amount of heat generated by nuclear heat generation and
From 1 goes out of the blanket container 7. The tritium carrier enters the blanket container through the inlet 12, passes through the flow rate controller 20, and enters each tritium breeding region. The tritium carrier passes through the gap of the tritium breeding material, becomes a mixed gas with the tritium produced by the tritium breeding material, and exits from the blanket through the spout 13.
【００３７】本実施例では、各トリチウム増殖領域に入
るトリチウムキャリアの流量を、トリチウム増殖材の温
度変化に伴って、変えるところに特徴がある。このトリ
チウムキャリア流量調節器２０は、各領域内でトリチウ
ム増殖材が最高温度になる所に設置される。例えば、流
量調節器２０を各トリチウム増殖領域のほぼ中央に設置
した場合、図１０に示すように、トリチウムキャリア注
出口１３は、上記トリチウム増殖領域内をトリチウムキ
ャリアが一様に流れるように、上記トリチウム増殖領域
内の２箇所に設置する。トリチウム増殖材の温度をトリ
チウムの放出に適した４００℃〜１０００℃に保つため
の、冷却用材料の流量及びトリチウムキャリアの流量を
調節するには、前述したいずれの方法も用いることがで
きる。The present embodiment is characterized in that the flow rate of the tritium carrier entering each tritium breeding region is changed according to the temperature change of the tritium breeding material. The tritium carrier flow rate controller 20 is installed at a position where the tritium breeding material has the highest temperature in each region. For example, when the flow rate controller 20 is installed at approximately the center of each tritium breeding region, as shown in FIG. 10, the tritium carrier spout 13 is arranged so that the tritium carrier uniformly flows in the tritium breeding region. It is installed at two locations within the tritium breeding area. Any of the above-described methods can be used to adjust the flow rate of the cooling material and the flow rate of the tritium carrier so as to maintain the temperature of the tritium breeding material at 400 ° C. to 1000 ° C. suitable for releasing tritium.
【００３８】本実施例では、トリチウム増殖材の温度変
化に伴って、トリチウムキャリアの流量を変化させるこ
とができるので、想定核融合出力が変動してブランケッ
トでの核発熱量が変化しても、トリチウムの放出に適し
た４００℃〜１０００℃にトリチウム増殖材の温度を保
つことができる。In this embodiment, since the flow rate of the tritium carrier can be changed with the temperature change of the tritium breeding material, even if the assumed fusion output changes and the nuclear calorific value in the blanket changes, The temperature of the tritium breeding material can be maintained at 400 ° C to 1000 ° C, which is suitable for releasing tritium.
【００３９】[0039]
【発明の効果】本発明によれば、トリチウム増殖材の温
度をトリチウム生産の最適温度範囲内に確実に維持し、
トリチウム増殖比の向上でき、トリチウムの生産，回収
を効果的に行なうことのできるブランケットを備えた核
融合装置を提供することができる。According to the present invention, the temperature of the tritium breeding material is reliably maintained within the optimum temperature range for tritium production,
It is possible to provide a fusion device equipped with a blanket capable of improving the tritium breeding ratio and effectively producing and recovering tritium.
【図１】本発明の一実施例である核融合装置のブランケ
ットの概略を示す図。FIG. 1 is a diagram showing an outline of a blanket of a nuclear fusion device which is an embodiment of the present invention.
【図２】核融合装置のポロイダル断面上半分を示す図。FIG. 2 is a diagram showing an upper half of a poloidal cross section of a nuclear fusion device.
【図３】本発明のブランケットの縦断面図。FIG. 3 is a vertical sectional view of the blanket of the present invention.
【図４】本発明のブランケットの横断面図。FIG. 4 is a cross-sectional view of the blanket of the present invention.
【図５】トリチウム増殖領域の温度分布を示す図。FIG. 5 is a diagram showing a temperature distribution in a tritium breeding region.
【図６】本発明の他の実施例のブランケットの縦断面
図。FIG. 6 is a vertical sectional view of a blanket according to another embodiment of the present invention.
【図７】本発明の他の実施例のブランケットの立体図。FIG. 7 is a perspective view of a blanket according to another embodiment of the present invention.
【図８】本発明の他の実施例の横断面図。FIG. 8 is a cross-sectional view of another embodiment of the present invention.
【図９】本発明の他の実施例の立体図。FIG. 9 is a perspective view of another embodiment of the present invention.
【図１０】本発明の他の実施例の立体図。FIG. 10 is a perspective view of another embodiment of the present invention.
１…プラズマ、２…第１壁、３…ブランケット、４…遮
蔽体、５…トロイダルコイル、６…ポロイダルコイル、
７…ブランケット容器、８…トリチウム増殖領域、９…
トリチウム増殖材冷却用流路、１０…冷却用材料の流入
口、１１…冷却用材料の流出口、１２…トリチウムキャ
リアの注入口、１３…トリチウムキャリアの注出口、１
４…オリフィス、１５…トリチウムキャリア管、１６…
スペーサー、１７…冷却用材料の流路、１８…トリチウ
ム増殖領域間の冷却用材料の流路、１９…プラズマに面
したブランケット壁、２０…各トリチウム増殖領域への
トリチウムキャリア注入口、２１…トリチウムキャリア
の流量調節器。1 ... Plasma, 2 ... First wall, 3 ... Blanket, 4 ... Shield, 5 ... Toroidal coil, 6 ... Poloidal coil,
7 ... Blanket container, 8 ... Tritium breeding area, 9 ...
Tritium breeding material cooling channel, 10 ... Cooling material inlet, 11 ... Cooling material outlet, 12 ... Tritium carrier inlet, 13 ... Tritium carrier outlet, 1
4 ... Orifice, 15 ... Tritium carrier tube, 16 ...
Spacer, 17 ... Cooling material flow channel, 18 ... Cooling material flow channel between tritium breeding regions, 19 ... Blanket wall facing plasma, 20 ... Tritium carrier inlet to each tritium breeding region, 21 ... Tritium Carrier flow controller.
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (56)参考文献 ＡＮＬ／ＦＰＰ−80−１、ＳＴＡＲＦＩ ＲＥ−Ａ ＣＯＭＭＥＲＣＩＡＬ ＴＯＫ ＡＭＡＫ ＦＵＳＩＯＮ ＰＯＷＥＲ Ｐ ＬＡＮＴ ＳＴＵＤＹ「1980年９月発行) Ｐ．10−５〜10−６、及び、10−247〜10 −249 ─────────────────────────────────────────────────── ─── Continuation of the front page (56) References ANL / FPP-80-1, STARFI RE-A COMMERCIAL TOK AMAK FUSION POWER P LANT STUDY, issued September 1980, P. 10-5 to 10-6, and , 10-247 to 10-249
Claims (2)
れ、複数のトリチウム増殖材冷却用通路で分割された複
数のトリチウム増殖領域を有するブランケットを具備す
る核融合装置において、 前記ブランケットの各トリチウム増殖領域の温度が４０
０℃〜１０００℃の範囲に入るように、 前記複数のトリチウム増殖材冷却用通路を層状に構成す
ると共に、前記複数のトリチウム増殖領域の厚さはプラ
ズマに最も近い増殖領域で最小にして真空容器壁側にな
るのに従い大きくなっていることを特徴とする核融合装
置。 1. A fusion device comprising a blanket having a plurality of tritium breeding regions arranged so as to surround the outside of plasma and divided by a plurality of tritium breeding material cooling passages, wherein each tritium breeding region of the blanket. Temperature is 40
The plurality of tritium breeding material cooling passages are layered so as to be in the range of 0 ° C. to 1000 ° C., and the thickness of the plurality of tritium breeding regions is minimized in the breeding region closest to the plasma. A fusion device characterized in that it grows larger toward the wall.
ていることを特徴とする核融合装置。 2. The fusion device according to claim 1, wherein the flow resistances of the respective tritium breeding material cooling flow paths are different.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP4153295A JPH0820532B2 (en) | 1992-06-12 | 1992-06-12 | Nuclear fusion device |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP4153295A JPH0820532B2 (en) | 1992-06-12 | 1992-06-12 | Nuclear fusion device |
Related Parent Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP58187049A Division JPS6079287A (en) | 1983-10-07 | 1983-10-07 | nuclear fusion device |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH05172972A JPH05172972A (en) | 1993-07-13 |
| JPH0820532B2 true JPH0820532B2 (en) | 1996-03-04 |
Family
ID=15559354
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP4153295A Expired - Lifetime JPH0820532B2 (en) | 1992-06-12 | 1992-06-12 | Nuclear fusion device |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH0820532B2 (en) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN104021819A (en) * | 2014-06-04 | 2014-09-03 | 中国科学院等离子体物理研究所 | Design of cooling and tritium extracting loop for helium cooling solid state tritium multiplication covering layer multiplication unit |
-
1992
- 1992-06-12 JP JP4153295A patent/JPH0820532B2/en not_active Expired - Lifetime
Non-Patent Citations (1)
| Title |
|---|
| ＡＮＬ／ＦＰＰ−８０−１、ＳＴＡＲＦＩＲＥ−ＡＣＯＭＭＥＲＣＩＡＬＴＯＫＡＭＡＫＦＵＳＩＯＮＰＯＷＥＲＰＬＡＮＴＳＴＵＤＹ「１９８０年９月発行）Ｐ．１０−５〜１０−６、及び、１０−２４７〜１０−２４９ |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN104021819A (en) * | 2014-06-04 | 2014-09-03 | 中国科学院等离子体物理研究所 | Design of cooling and tritium extracting loop for helium cooling solid state tritium multiplication covering layer multiplication unit |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPH05172972A (en) | 1993-07-13 |
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