European DEMO BOT solid breeder blanket
[report]
M. Dalle Donne, H. Albrecht, L.V. Boccaccini, F. Dammel, U. Fischer, H. Gerhardt, K. Kleefeldt, W. Nägele, P. Norajitra, G. Reimann, H. Reiser, O. Romer
(+10 others)
1994
The BOT (Breeder Outside Tube) Solid Breeder Blanket for a fusion DEMO reactor is presented. This is one of the four blanket concepts under development in the frame of the European fusion technology program with the aim to select in 1995 the two most promising ones for further development. ln the paper the reference blanket design and external loops are described as weil as the results of the theoretical and experimental work in the fields of neutronics, thermohydraulics, mechanical stresses,
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... itium control and extraction, development and irradiation of the ceramic breeder material, beryllium development, ferromagnetic forces caused by disruptions, safety and reliability. An outlook is given on the remaining open questions and on the required R&D program. "This work has been performed in the framework of the Nuclear Fusion Project of the Kernforschungszentrum Karlsruhe and is supported by the European Communities within the European Fusion Technology Program." Europäisches DEMO BOT Feststoff-Brutblanket Zusammenfassung Es wird ein heliumgekühltes Feststoffbrutblanket für einen Demo-Fusionsreaktor mit Brutstoff außerhalb von Kühlrohren (BOT) vorgestellt. Dies ist eines der vier Blanket-Konzepte, welche im Rahmen des europäischen Fusions Technology Programms entwickelt werden mit dem Ziel, in 1995 die zwei aussichtsreichsten Konzepte für die weitere Entwicklung auszuwählen. Im Bericht werden der Referenzentwurf für das Blanket und die dazugehörigen externen Kreisläufe beschrieben, und die Ergebnisse der theoretischen und experimentellen Arbeiten auf den Gebieten Neutronik, Thermohydraulik, mechanische Spannungen, Tritium-Handhabung und -Extraktion, Entwicklung und Bestrahlung des keramischen Brutstoffes, Berylliumentwicklung, elektromagnetische Kräfte verursacht durch Plasmazusammenbrüche, Sicherheit und Zuverlässigkeit aufgezeigt. Es wird ein Ausblick auf die noch verbleibenden offenen Fragen und das erforderliche F&E-Programm gegeben. "Die vorliegende Arbeit wurde im Rahmen des Projekts Kernfusion des Kernforschungszentrums Karlsruhe durchgeführt und ist ein von den Europäischen Gemeinschaften geförderter Beitrag im Rahmen des Fusionstechnologieprogramms."
doi:10.5445/ir/270036526
fatcat:d3bltvits5b5zerv3hzs5os6sy