SCONE code; Superconducting TF coils design code for tokamak fusion reactor

トカマク型核融合炉の超伝導トロイダルコイル設計コード

宇藤 裕康; 礒野 高明; 長谷川 満*; 飛田 健次; 朝倉 伸幸

Uto, Hiroyasu; Isono, Takaaki; Hasegawa, Mitsuru*; Tobita, Kenji; Asakura, Nobuyuki

炉概念を幅広くサーベイするため、TFコイルを簡便かつシステマティックに設計できるTFコイルの設計コードを開発した。トカマク型核融合炉において、トロイダル磁場(TF)コイルは最重量物であり、炉の出力密度に直結する最大磁場を決める重要なコンポーネントの一つである。TFコイルで生成可能な最大磁場は、導体の運転電流密度及び、構造材の設計応力,クエンチ対策の安定化銅の量によって求められる。本設計コードでは、コイルの高さや幅などのサイズ,超伝導線材の種類,運転条件を与えることにより、常伝導遷移時のヒートバランスから安定化銅の占有面積を求め、コイルに掛かる電磁応力としてフォン・ミーゼス応力を計算し、それらを満足する最大形成磁場をシステマティックに求めることが可能である。このTFコイル設計コードを用いて、ITERのTFコイルシステムによる最大形成磁場と比較したところ、ほぼ一致する結果が得られた。

To survey reactor concept widely, a maneuverable design tool of superconductor TF coils is required. For the purpose, a design code for systematic calculating magnetic field generated by the toroidal field (TF) coils has been developed. In this design code, the maximum magnetic field (Bmax) is obtained in that case of the superconducting material, the coil size and the operating condition. In this design code, magnetic fields generated by TF coils are estimated, taking account of the critical current density of the superconductor wires, safety at quench using the hot spot method and mechanical properties. For the quench protection, the area of stabilized copper is determined by the balance of Joule heating and heat capacity of materials in the conductor. From the area of structural materials, the von Mises stress of TF coils at a cylinder formed by inboard legs are calculated. Compared to ITER TF coils, it was confirmed that the Bmax derived from this design code is consistent.