Physics and engineering studies of the advanced divertor for a fusion reactor

核融合炉にむけた先進ダイバータの物理および工学研究

朝倉 伸幸; 星野 一生; 宇藤 裕康; 新谷 吉郎*; 徳永 晋介; 清水 勝宏; 染谷 洋二; 飛田 健次; 大野 哲靖*

Asakura, Nobuyuki; Hoshino, Kazuo; Uto, Hiroyasu; Shinya, Kichiro*; Tokunaga, Shinsuke; Shimizu, Katsuhiro; Someya, Yoji; Tobita, Kenji; Ono, Noriyasu*

ダイバータ設計において、平衡コイルの配置を工夫してダイバータ板への磁力線の連結長を増加する「先進ダイバータ」の検討が注目されている。非常に大きな熱流の低減が求められる原型炉のダイバータ設計への適応を考察するため、コイル配置とプラズマ平衡配位の検討し1-2個のインターリンクコイルを設置することで、小型化したスーパーXダイバータ設計が可能であることを示した。上記のShort-SXDについてダイバータプラズマのシミュレーションを行った。通常と異なるダイバータや磁力線の形状における計算用メッシュの作成を行い、500MWのプラズマ熱流が周辺部に排出される条件で、アルゴンガスを入射することで放射損失パワーを92%程度まで増加することにより、完全非接触ダイバータが生成する結果が得られた。標準磁場形状のダイバータでは同条件で完全非接触ダイバータは得られなかったことから、磁場形状の工夫によるダイバータプラズマ制御の効果をしめした。最大ピーク熱負荷も標準形状のダイバータと比較して10MW/m程度に低減できたが、プラズマ熱流よりも再結合プロセスが熱負荷として寄与するため、このプロセスの制御が重要と思われる。

A short super-X divertor is proposed as a new option for fusion divertor, where field line length from the divertor null to the outer target (L//div) was largely increased (more than two times) in a similar size of conventional divertor. Physics and engineering design studies have progressed. Minimal number of the divertor coils (1 or 2) were installed inside the toroidal field coil (TFC), i.e. interlink-winding (interlink). Arrangement of the poloidal field coils (PFCs) and their currents were determined, taking into account of the engineering design such as vacuum vessel and the neutron shield structures, and maintenance scenario of the divertor and blankets. Divertor plasma simulation showed that large radiation region is produced between the super-X null and the target, and the plasma temperature becomes low (1-2 eV) both at the inner and outer divertors, i.e. fully detached plasma was obtained efficiently.