Forschungszentrum Karlsruhe - Wissenschaftliche Berichte - FZKA 6763

The EU Power Plant Conceptual Study – Neutronic Design Analyses for Near Term and Advanced Reactor Models

Y. Chen, U. Fischer, P. Pereslavtsev, F. Wasastjerna

Abstract
A Power Plant Conceptual Study (PPCS) has been conducted in the framework of the Euro-pean fusion programme with the main objective to demonstrate the safety and environmental advantages and the economic viability of fusion power. Power plant models with limited (“near term concepts”) and advanced plasma physics and technological extrapolations (“advanced concepts”) were considered. Two near term plant models were selected, one employing a water cooled lithium-lead (WCLL), and the other one a helium cooled pebble bed (HCPB) blanket. Two variants were also considered for the advanced power plant mod-els, one adopting a liquid metal blanket with a self-cooled lithium-lead breeder zone and a helium cooled steel structure (“dual coolant lithium lead”, DCLL), and the other one a self-cooled lithium-lead (SCLL) blanket with SiCf/SiC composite as structural material.

This report provides a detailed documentation of the neutronics design analyses performed as part of the PPCS study for both the near term and advanced power plant models. Main issues are the assessment of the tritium breeding capability, the evaluation of the nuclear power generation and its spatial distribution, and the assessment and optimisation of the shielding performance. The analyses were based on three-dimensional Monte Carlo calculations with the MCNP code using suitable torus sector models developed for the different PPCS plant variants.

Die europäische Leistungsreaktorstudie – Neutronenphysikalische Designanalysen für Reaktoren des nächsten Schritts und fortgeschrittene Varianten

Zusammenfassung
Im Rahmen des europäischen Fusionstechnologieprogramms wird eine Leistungsreaktorstudie mit dem Ziel durchgeführt, die Vorteile der „Energiequelle Kernfusion“ in Bezug auf Sicherheit und Umweltfreundlichkeit nachzuweisen sowie ihre ökonomische Konkurrenzfähigkeit zu demonstrieren. Es werden Leistungsreaktorvarianten betrachtet, die sowohl kleine („nächster Schritt“) als auch große Extrapolationsschritte („fortgeschritten“) gegenüber der abgesicherten Plasmaphysik und der bereits verfügbaren Technologie erfordern. Für die Reaktoren des nächsten Schritts wurden zwei Blanketkonzepte ausgewählt: das wasserge-kühlte Lithium-Blei-Blanket („water cooled lithium-lead“, WCLL) und das heliumgekühlte Feststoffblanket mit Partikelbettschüttung („helium cooled pebble bed“, HCPB). Auch für die fortgeschrittenen Leistungsreaktoren wurden zwei Blanketvarianten untersucht: ein selbstgekühltes Lithium-Blei-Blanket mit heliumgekühlter Stahlstruktur (“dual coolant lithium lead”, DCLL) sowie ein selbstgekühltes Lithium-Blei-Blanket mit SiCf/SiC-Faserverbundwerkstoff als Strukturmaterial („self-cooled lithium-lead“, SCLL).

Dieser Bericht dokumentiert die neutronenphysikalischen Designanalysen, die als Teil der Studie sowohl für die Reaktoren des nächsten Schritts als auch für die fortgeschrittenen Varianten durchgeführt wurden. Schwerpunkte sind die Bestimmung des Tritiumbrutvermögens, die Berechnung der Leistungserzeugung und ihrer räumlichen Verteilung sowie die Optimierung des Abschirmvermögens. Die Analysen basieren auf drei-dimensionalen Monte-Carlo Rechnungen mit Torussektormodellen, die mit dem MCNP–Code für die vier Reaktorvarianten entwickelt wurden.

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