Design and R&D issues for the JT-60 modification to a full superconducting tokamak

松川 誠; JT-60SC設計チーム

Fusion Engineering and Design, 63-64, p.519 - 529, 2002/12

https://doi.org/10.1016/S0920-3796(02)00137-0

JT-60改修計画は、トカマク型核融合炉の経済性と環境適合性の大幅な改善を図り、社会受容性のある原型炉の設計に貢献しようとするものである。このため、JT-60を完全な超伝導コイル装置に改造し、高性能プラズマの定常運転と、低放射化材料であるフェライト鋼のプラズマ適合性を実証する。改修後の達成目標領域は、SSTRやCRESTなどの原型炉設計例に基づき、規格化ベータ3.5-5.5,自発電流割合50-90%,放射損失割合約95%とした。装置主要パラメータは、トロイダル磁場3.8T,プラズマ電流4MA,主半径2.8m,副半径0.8m,非円形度2.0,三角度0.5で、プラズマ加熱入力44MW/10秒,あるいは15MW/100秒が可能である。装置設計の概要と、R&Dの進展状況について述べる。