Relationship between net electric power and radial build of DEMO based on ITER steady-state scenario parameters

ITER定常運転シナリオに基づく核融合原型炉のラジアルビルドと正味電力の関係

坂本 宜照; 中村 誠; 飛田 健次; 宇藤 裕康; 染谷 洋二; 星野 一生; 朝倉 伸幸; 徳永 晋介

Sakamoto, Yoshiteru; Nakamura, Makoto; Tobita, Kenji; Uto, Hiroyasu; Someya, Yoji; Hoshino, Kazuo; Asakura, Nobuyuki; Tokunaga, Shinsuke

これまでに核融合原型炉概念が数多く提案されているが、想定されているプラズマ物理パラメータとトカマク実験で達成されている総合プラズマ性能には大きな隔たりがある。今後のトカマク実験の進展を踏まえれば、原型炉で実現可能なプラズマ総合性能としてITER定常運転シナリオが妥当である。そこで、ITER定常運転シナリオで想定されているプラズマ物理パラメータに基づき、システムコードを用いてプラズマサイズに対する原型炉特性を解析した。その結果、1GW以上の核融合出力を得るにはプラズマ大半径9mが必要であるが、ブランケット等の炉内機器の厚さを0.5m小さくすればプラズマ大半径8mで同程度の核融合出力が得られることが分かった。さらに、核融合出力を上昇させるために、密度を増大すると核融合出力と加熱パワーが増大するとともにシンクロトロン放射が減少するためダイバータ熱負荷が増大すること、ベータ値を増大すると核融合出力は増大するが加熱パワー減少とシンクロトロン放射増大のためダイバータ熱負荷が減少することを明らかにした。

Several concepts of DEMO have been proposed so far with plasma physics assumptions. At the same time, plasma performances foreseen in DEMO have been developed experimentally in tokamaks. However there are large gaps between the physics design parameters of the DEMO concepts and the simultaneous achieved parameters in tokamak experiments. Since one of the foreseeable integrated plasma performances is the ITER steady-state scenario, the projection of the scenario parameter to DEMO concept has been analyzed by using the systems code. The fusion power of 1GW can be obtained with the plasma major radius of 9 m. The same power can be obtained with 8 m if the distance between TF coil and plasma surface is reduced from 2 m to 1.5 m. Furthermore, it was found that the heat load on the divertor region is increased with increasing the normalized density and is decreased with increasing the normalized beta.