核融合出力1.5GWレベルの原型炉におけるダイバータの物理及び工学概念設計の現状

Status of physics and engineering conceptual design of the divertor for 1.5 GW-level fusion power Demo reactor

朝倉 伸幸; 星野 一生; 宇藤 裕康; 染谷 洋二; 徳永 晋介; 清水 勝宏; 鈴木 哲; 飛田 健次; 大野 哲靖*; 上田 良夫*; 木村 晃彦*; 日渡 良爾

Asakura, Nobuyuki; Hoshino, Kazuo; Uto, Hiroyasu; Someya, Yoji; Tokunaga, Shinsuke; Shimizu, Katsuhiro; Suzuki, Satoshi; Tobita, Kenji; Ono, Noriyasu*; Ueda, Yoshio*; Kimura, Akihiko*; Hiwatari, Ryoji

現在、日本の原型炉設計活動では核融合出力を1.5GWに低減した原型炉の概念設計が進められている。その際、プラズマ周辺部へ排出されるプラズマ熱流の70-80%を不純物入射により放射損失させ、ダイバータ板への熱負荷ピークをITERと同程度の10MWmに低減できるようにダイバータの形状および運転手法をシミュレーションにより検討している。その際のプラズマ熱負荷分布および核発熱分布を想定したダイバータ板の熱除去設計およびカセット内での冷却配管の設計概念を検討した。ストライク点付近では中性子照射が比較的低くなるため、熱伝導の良い銅合金配管による加圧水冷却を行う一方、中性子負荷が大きく熱負荷の比較的小さなプラズマに近い部分の冷却では低放射化フェライト鋼配管を用いた2系統の水冷却系を配置することで、ダイバータ板全体でプラズマと核発熱の熱除去を行うことが可能である。対向材への熱負荷条件についても検討結果を発表する。

Radiative cooling scenario by impurity seeding has been developed and the divertor geometry, and the plasma operation have been investigated for Demo with the fusion power of 1.5 GW, using SONIC simulation. Results showed the total peak heat load is reduced to less than 10 MWm for the total radiation power fraction of 0.7-0.8. The heat load can be handled by the water-cooling and tungsten (W) monoblock target design, provided that Cu-alloy cooling pipe is applied. The design is applied only in the divertor target. F82H cooling pipe design will be applied for the divertor baffle and dome under higher neutron flux and lower heat load condition. Heat transport analysis of the target design and cooling-water pipes showed that the divertor design can handle the heat load distribution. The conceptual design study of the Demo divertor and power exhaust is presented. Development issues of physics, engineering and plasma material interaction from ITER technology will be also discussed.