A new and innovative type of fusion reactor known as the magnetized target fusion (MTF) device is expected to provide self-sufficient energy production without the complexities and serious challenges associated with the conventional fusion approaches. In the device, D-T plasma is injected into center of liquid Li17Pb83 blanket and then compressed mechanically for fusion reactions. The main goal of this thesis is to quantify the tritium breeding ratio and T inventory in an MTF design. Parametric studies are performed to characterize the T breeding capability of the MTF device. In this work, a conceptual MTF power system is considered to quantify the T inventory in the primary LiPb fluid system, which can be a potential safety issue of the system. To calculate the T inventory, a T removal facility (TRF) is placed before heat exchangers in the primary LiPb loop. As a T removal technology, the PAV (pressure against vacuum) system is introduced and reviewed. For a typical MTF system design, the equilibrium T inventory was evaluated as a function of the T removal capability of the PAV system. It was found that the T concentration can be too high unless T is effectively removed in the PAV system during the system operation.
자화된 표적 핵융합(MTF)으로 알려진 새로운 방식의 혁신적 핵융합 장치는 기존 핵융합 방식에서 제기되는 기술적인 한계와 어려움 없이 핵융합에너지의 구현을 가능하게 할 것으로 기대된다. MTF 장치에서는 구형의 액체상태 Li17Pb83 블랭킷 중심부에 D-T 플라즈마가 주입되고, 주입된 D-T 플라즈마는 Li17Pb83에 의해서 기계적으로 압축되어 핵융합 반응을 일으킨다. 본 논문의 주요 목표는 MTF 장치의 삼중수소 증식비를 정량화하고 삼중수소 재고량을 평가하는 것이다. 본 연구에서는 MTF 장치에서의 삼중수소 생산 성능과 특성을 파악하기 위해서 여러가지 설계 변수 연구를 진행하였다. 또한 MTF 핵융합 시스템을 같이 고려하여 핵융합 장치에서 안전성 문제를 야기할 수 있는 일차측 LiPb 유동 시스템에서의 삼중수소 재고량을 계산하였다. 삼중수소의 재고량을 계산하기 위해서 MTF 시스템과 일차측의 LiPb 루프에 있는 열교환기 시스템 사이에 삼중수소 제거 장비(TRF)를 설치하였다. 삼중수소를 제거하기 위한 기술로는 PAV (Pressure Against Vacuum) 시스템이 고려되었다. PAV 시스템에서 제거되는 삼중수소의 양을 토대로 평형 상태의 삼중수소 재고량을 평가하였고, 이를 통해 일반적인 MTF 시스템 설계를 진행하였다. 운전 상황 시 PAV 시스템을 통해 효과적으로 삼중수소가 제거되지 않는다면 시스템 내 삼중수소의 농도가 상당히 증가할 수 있음을 확인할 수 있었다.
