核融合原型炉における第一壁の表面熱負荷解析

The Analysis of the surface heat load on the Demo first wall

三善 悠矢; 高瀬 治彦; 日渡 良爾; 星野 一生; 朝倉 伸幸; 染谷 洋二

Miyoshi, Yuya; Takase, Haruhiko; Hiwatari, Ryoji; Hoshino, Kazuo; Asakura, Nobuyuki; Someya, Yoji

核融合炉原型炉において、ブランケットは最も重要な設備の一つであり、ブランケット設計に向けた第一壁への熱負荷解析は必要不可欠な課題と言える。第一壁への熱負荷の主な要因として中性子による熱負荷、プラズマ放射による熱負荷、及びイオン熱流による熱負荷の3つが挙げられるが、本研究では主としてイオン熱流による熱負荷について取り扱う。具体的には原型炉における各第一壁モジュールの形状とイオン流による表面熱負荷の関係性についての解析を行っていく。

For the Demo reactor, the blanket design is one of the most important issue and the analysis of the surface heat load on the first wall for that design is essential. The neutron load, radiation load and the ion heat load are the main contributing factor of the first wall heat load. In this conference, the ion heat load is mainly considered. The analysis of the relationships between the form of the Demo first wall module and the ion heat load will be presented.