原型炉用超伝導マグネットの概念設計; 超伝導導体とマグネットの基本仕様

Conceptual design of superconducting magnet system for DEMO reactor; Basic design of superconductor and superconducting magnet

宇藤 裕康; 日渡 良爾; 飛田 健次; 青木 晃; 谷川 尚; 坂本 宜照; 西村 新*

Uto, Hiroyasu; Hiwatari, Ryoji; Tobita, Kenji; Aoki, Akira; Tanigawa, Hisashi; Sakamoto, Yoshiteru; Nishimura, Arata*

「核融合原型炉開発のための技術基盤構築の中核的役割を担うチーム」の報告書に基づき、原型炉設計合同特別チームが平成27年6月に設置され、原型炉概念の基本設計を開始している。現在、原型炉設計では技術の確実性を基本指針とし、コミッショニングを考慮して同一装置でパルス/定常の両運転が見込めるようプラズマ電流立ち上げに十分な供給磁束を確保した原型炉の設計点を探索中であり、設計パラメータの依存性評価と概略パラメータから基本設計方針と重要課題の検討を行っている。CS供給磁束を十分確保する場合は炉が大型化(Rp~8m)し、炉全体のシステム解析ではTFコイル最大磁場は13T程度(設計応力800MPa)、磁気エネルギー約150GJ(ITERの約4倍)を構想中であり、原型炉に向けた超伝導マグネット開発では、ITER超伝導マグネットと比較して特に大型コイルの製作性が課題と捉えている。本発表ではこれまでに実施した超伝導マグネットシステムの概念設計の概要を報告する。

In tokamak fusion reactor, the toroidal field (TF) coils are one of the most important components affecting the power density of reactor and the construction cost of the reactor. Although, high field reduces the requirement for plasma parameters, high field leads a challenge of supporting the resulting enormous centering force of TF coils. The superconducting magnet on DEMO requires higher maximum toroidal magnetic field (BTmax) and magnetic energy than ITER TF coil. Basic concept of TF coil design in Joint Special Design Team for Fusion Demo is similar to ITER technology, such as radial plate and wedge support structure, cable-in-conduit type conductor, in order to minimize the technical jump-up from ITER. In the case of allowable design stress of 800 MPa, BTmax ~13 T is evaluated for medium size DEMO. Key design issues on superconducting magnet for DEMO are fabrication of larger TF coil with good accuracy and improvement of allowable stress on cryogenic steels.