ITER superconducting-magnets systems

J.R.Miller*; L.Bottura*; 小泉 興一; A.Kostenko*; J.Minervini*; N.Mitchell*; 多田 栄介; 吉田 清

IAEA-CN-53/F-3-7, 7 Pages, 1990/00

国際熱核融合実験炉(ITER)は、四ヶ国(日本、ヨーロッパ連合、米国及びソ連)共同で設計を進めている熱出力1GW級の実験炉である。本作業は、1989年当初から開始され、今年末で概念設計段階を終了する予定となっている。本件では、概念設計段階で検討した超電導コイルシステム(トロイダル及びポロイダルコイル)の基本的特性について記述する。本超電導コイルシステムは、NbSnを用いた強制冷凍型導体で最大11.2Tを発生する16個のトロイダルコイル及び最大13.5Tを発生する8個の中心ソレノイド並びにプラズマ平衡のための6個の外側ポロイダルコイルから構成されており、通電電流値はいずれも30~40kA、使用電圧20kV、総熱負荷100kW、総冷却重量12,000tonという諸元を有している。