Design and structural analysis of support structure for ITER vacuum vessel

ITER真空容器支持脚の代替設計

武田 信和; 大森 順次*; 中平 昌隆; 柴沼 清

Takeda, Nobukazu; Omori, Junji*; Nakahira, Masataka; Shibanuma, Kiyoshi

ITER真空容器はトリチウムや放射化ダスト等の放射性物質を閉じ込める安全機器である。現設計では、多層板バネによる真空容器支持脚はトロイダル磁場コイルに直接接続されているが、本論文では、真空容器下部ポートから支持する独立支持構造を代替案として提案する。この独立支持方式は現設計と比較して2つの利点を持つ。一つは、真空容器とトロイダル磁場コイルとの大きな温度差による熱荷重が軽減される点であり、もう一点は、トロイダル磁場コイルが真空容器と独立であることにより、安全機器として分類される必要がない点である。この支持脚の健全性を評価するため、真空容器の詳細モデルを用いて応力解析を実施した。その結果、真空容器とトロイダル磁場コイルとの相対変位は許容値100mmに対して15mmに押さえられた。また、支持脚を含む真空容器の応力はASMEで定められた許容値以下に押さえられた。これらの評価によって、提案する独立支持構造が代替案として成立することが確認された。

ITER vacuum vessel (VV) is a safety component confining radioactive materials. An independent VV support structure located at the bottom of VV lower port is proposed as an alternative concept, which is deferent from the current reference, i.e., the VV support is directly connected to the toroidal coil (TF coil). This independent concept has two advantages comparing to the reference one: (1) thermal load becomes lower and (2) the TF coil is categorized as a non-safety component. Stress Analyses have been performed to assess the integrity of the VV support structure. As a result, (1) the maximum displacement of the VV corresponding to the relative displacement between VV and TF coil is found to be 15 mm, much less than the current design value of 100 mm, and (2) the stresses of the whole VV system including VV support are estimated to be less than the allowable ones defined by ASME, respectively. Based on these assessments, the feasibility of the proposed independent VV support has been verified as an alternative VV support.