核融合原型炉における遠隔保守概念に適合する導体シェル構造の概念設計

Design concept of conducting shell for remote maintenance scheme in DEMO reactor

宇藤 裕康; 高瀬 治彦; 坂本 宜照; 飛田 健次; 日渡 良爾; 森 一雄; 工藤 辰哉; 染谷 洋二; 朝倉 伸幸

Uto, Hiroyasu; Takase, Haruhiko; Sakamoto, Yoshiteru; Tobita, Kenji; Hiwatari, Ryoji; Mori, Kazuo; Kudo, Tatsuya; Someya, Yoji; Asakura, Nobuyuki

トカマク型原型炉においてバナナ型セグメントによる増殖ブランケットの保守交換を行う場合、プラズマ位置安定性に寄与する導体シェルはトロイダル方向に分割する必要があり(TFコイル本数の3倍:現設計では48分割)、単純にセグメント間に切れ目を入れた短冊構造の導体シェルでは垂直位置安定性は大きく低下する。そのため、増殖ブランケット後方に鞍型構造やループ型構造の導体シェル形状により位置安定性の改善が必要である。本研究では、位置安定性と保守交換を両立する導体シェルを含む炉内機器構造の設計指針を明らかにするため、実形状の導体シェルおよび電磁構造物を考慮した3次元モデルに制御コイル等を含めた解析により、導体シェル形状等の設計パラメータの異なる構造モデルの制御コイルパワーと外乱時の最大変位量の評価を行った。解析の結果、各導体シェル構造モデルとも制御コイルパワー10MW以下、最大変位量10cm以下となっており、導体シェル形状、電気伝導率、保守用垂直ポートの有無の違いによる差は10%程度であることが明らかになった。発表ではこれらの検討結果を踏まえた導体シェルと遠隔保守概念設計との課題について報告する。

This presentation describes conceptual design of in-vessel component including conducting shell in DEMO design activities, in order to propose feasible DEMO reactor from plasma vertical stability and engineering viewpoint. The conducting shell design for plasma vertical stability was clarified from the plasma vertical stability analysis, and a conceptual design divided in the toroidal direction for the blanket remote maintenance was proposed. We evaluated dependence of the plasma vertical stability on the conducing shell parameters and electromagnetic force at plasma disruption by using a numerical simulation code (EDDYCAL) with actual shape and position of the vacuum vessel and in-vessel components. The calculation results showed that the double-loop shell has the most effect on plasma vertical stability. On the other hand, while the electromagnetic force at the plasma disruption is a few times larger than no conducting shell case because of larger eddy current on conducting shell.