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論文

国際核融合エネルギー研究センターの高性能計算機システムHeliosを利用した国内シミュレーション研究プロジェクトの進展

石澤 明宏*; 井戸村 泰宏; 今寺 賢志*; 糟谷 直宏*; 菅野 龍太郎*; 佐竹 真介*; 龍野 智哉*; 仲田 資季*; 沼波 政倫*; 前山 伸也*; et al.

プラズマ・核融合学会誌, 92(3), p.157 - 210, 2016/03

幅広いアプローチ協定に基づいて国際核融合エネルギー研究センター(IFERC)の計算機シミュレーションセンター(CSC)に設置された高性能計算機システムHeliosは、2012年1月に運用を開始し、日欧の磁気核融合シミュレーション研究に供用され、高い利用率の実績を示すとともに、炉心プラズマ物理から炉材料・炉工学にわたる広い分野で多くの研究成果に貢献している。本プロジェクトレビューの目的は、国内の大学や研究機関においてHeliosを利用して進められているシミュレーション研究プロジェクトとその成果を一望するとともに、今後予想される研究の進展を紹介することである。はじめにIFERC-CSCの概要を示した後、各研究プロジェクト毎にその目的、用いられる計算手法、これまでの研究成果、そして今後必要とされる計算を紹介する。

論文

Design concept of conducting shell and in-vessel components suitable for plasma vertical stability and remote maintenance scheme in DEMO reactor

宇藤 裕康; 高瀬 治彦; 坂本 宜照; 飛田 健次; 森 一雄; 工藤 辰哉; 染谷 洋二; 朝倉 伸幸; 星野 一生; 中村 誠; et al.

Fusion Engineering and Design, 103, p.93 - 97, 2016/02

 被引用回数:6 パーセンタイル:17.95(Nuclear Science & Technology)

BA原型炉設計においてプラズマ垂直位置安定性とブランケットや保守などの炉構造との観点から導体シェルを含む炉内機器の概念設計を行った。プラズマ垂直位置安定化のための導体シェルはトリチウム生産のため増殖ブランケットモジュールの背面に設置されるが、プラズマ安定化の観点からは可能な限りプラズマ表面近傍に設置しなければならず、炉内機器設計ではこれらを合した設計検討が必須である。そこで、BA原型炉設計では3次元渦電流解析コード(EDDYCAL)を用いて、3次元の炉構造モデルにおいて数種類の導体壁構造に対して位置安定性を評価した。これらの検討により、楕円度1.65の原型炉プラズマでは、トリチウム増殖率(TBR)1.05以上が得られるブランケット領域を確保した場合(導体壁位置rw/ap=1.35)、ダブルループ型などの導体シェル構造で銅合金厚さ0.01m以上が必要であることがわかった。一方、ディスラプション時に導体シェルに誘起される渦電流によりブランケットモジュールにかかる電磁力が数倍になり、発表ではこれらの検討結果を踏まえた導体シェルと炉内機器の概念設計と課題について報告する。

論文

幅広いアプローチ活動だより,59

星野 一生; 松永 剛; 奥村 義和

プラズマ・核融合学会誌, 92(2), p.146 - 147, 2016/02

幅広いアプローチ活動だより(59)では、第17回幅広いアプローチ(BA)運営委員会の開催、IFERC-CSC研究会の開催、サテライト・トカマク(JT-60SA)計画の進展に関して報告している。BA運営委員会は2015年12月11日にイタリアで開催され、日欧の委員,専門家,各事業長及び各事業委員会議長他の計41名が参加した。IFMIF/EVEDA事業、IFERC事業、サテライト・トカマク計画事業の2016年作業計画の承認並びにIFMIF/EVEDA事業及びIFERC事業の事業計画の更新が承認された。IFERC-CSC研究会(CSC:計算機シミュレーションセンター)には、CSCを利用した国内の研究者43名が参加し、各研究プロジェクトの成果報告とCSCに関する意見交換が行われた。サテライト・トカマク計画では、340度まで組立作業が完了している真空容器の最終20度セクターが仮合わされ、位置計測が行われた。今後、トロイダル磁場コイルの設置後、最終20度セクターの溶接接続が行われる。これら、BA活動における主要な出来事を国内コミュニティーに対して情報発信する。

論文

幅広いアプローチ活動だより,58

星野 一生; 松永 剛; 奥村 義和

プラズマ・核融合学会誌, 91(12), p.802 - 803, 2015/12

幅広いアプローチ活動だより(58)では、第17回IFERC事業委員会及び第16回IFMIF/EVEDA事業委員会の開催、サテライト・トカマク(JT-60SA)計画の進展に関して報告している。IFERC事業委員会には、メゾニエ議長をはじめ、日欧の委員,専門家,事業チーム等、33名が参加し、各活動の状況報告、2016年のIFERC事業の作業計画案、事業計画の改訂案等を審議し、BA運営委員会に対する技術的な勧告をまとめた。IFMIF/EVEDA事業委員会には、高津議長をはじめ、日欧の委員、専門家、事業チーム等、27名が参加し、各活動の状況報告、IFMIF/EVEDA事業の2016年の作業計画案、事業計画の改訂案等を審議し、新たな事業計画案をBA運営委員会が承認することを勧告した。サテライト・トカマク計画では、トロイダル磁場コイル等の組立用旋回クレーンが設置されるとともに、340度まで組立の進んだ真空容器の拘束治具の解体が進められた。また、トロイダル磁場コイル用高温超伝導電流リード6本が欧州から完納された。これら、BA活動における主要な出来事を国内コミュニティーに対して情報発信する。

論文

Design study of blanket structure based on a water-cooled solid breeder for DEMO

染谷 洋二; 飛田 健次; 宇藤 裕康; 徳永 晋介; 星野 一生; 朝倉 伸幸; 中村 誠; 坂本 宜照

Fusion Engineering and Design, 98-99, p.1872 - 1875, 2015/10

 被引用回数:18 パーセンタイル:3.5(Nuclear Science & Technology)

核融合原型炉ブランケットの概念設計研究を進めている。原型炉ブランケットでは数年おきに600体程度のモジュールを検査も含めて交換することから単純な構造が求められる。これより、トリチウム増殖材(Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$)と中性子増倍材(Be$$_{12}$$Ti)を混合充填することにより単純な構造概念を提案した。しかしながら、この概念は、冷却水条件である15.5MPaに対する耐圧性が無く、冷却水が漏れた際の財産保全の観点で懸念が残る。他方、構造を強硬にするとトリチウム(T)を生成するための中性子が無駄に吸収されることから生成量が低下する。本論文では、目標であるT生成量を満たすと共に耐圧性が確保できる設計概念を検討した結果を報告する。また、混合充填では、T生成反応が効率的に行われることからLiの燃焼度が高く、ブランケット寿命が短いことが懸念され、T生成量の観点からブランケット寿命も明らかにする。冷却水圧である15.5MPaに耐えるためには、区画サイズが100mm$$times$$100mmでリブ厚が18mm必要であり、冷却水が漏れた際の蒸気圧(8MPa)に耐えるためには同じ区画サイズでリブ厚さが10mm必要であった。この条件下で3次元中性子輸送コードMCNP-5を用いて計算を行った結果、冷却水が漏れた際の蒸気圧(8MPa)に対する耐圧性を有し、T自給自足性を満たすことを明らかにした。

論文

Comparative evaluation of remote maintenance schemes for fusion DEMO reactor

宇藤 裕康; 飛田 健次; 染谷 洋二; 朝倉 伸幸; 坂本 宜照; 星野 一生; 中村 誠

Fusion Engineering and Design, 98-99, p.1648 - 1651, 2015/10

 被引用回数:5 パーセンタイル:34.97(Nuclear Science & Technology)

原型炉設計において遠隔保守方式は、炉内機器やトロイダル磁場コイルやポロイダル磁場コイルなどの超伝導コイル設計、建屋等に影響を及ぼすため、重要な課題の1つとなっている。それゆえ、遠隔保守方式は信頼性と安全なプラント運転を確保し、合理的なプラントの可用性を達成するために多くの設計要件を満たしたものでなければならない。これまで、原子力機構ではコンパクトなDEMO炉SlimCSを対象として、稼働率の観点からセクター一括水平引抜方式を検討したが、TFコイルを大きくする必要があるなどの課題があり、中規模のDEMO炉を構想した際には、その影響は非常に大きい。このように、DEMO炉での最も実現性の高い遠隔保守方式を決定するためには、稼働率だけでなく様々な工学的成立性を考慮し、評価する必要がある。本発表では、様々な保守方式を(1)ブランケットの分割方法、(2)ダイバータの分割方法、(3)保守ポート位置で系統的に分類し、各保守方式の技術課題と重み付けした評価項目を基にした各遠隔保守方式の評価結果について報告する。

論文

幅広いアプローチ活動だより,57

星野 一生; 松永 剛; 奥村 義和

プラズマ・核融合学会誌, 91(10), p.700 - 701, 2015/10

幅広いアプローチ活動便り(57)では、国際核融合エネルギー研究センターサイトにおけるIFMIF原型炉加速器の進展、サテライト・トカマク(JT-60SA)計画の進展に関して報告している。IFMIF原型炉加速器では、高周波四重極加速器の高周波源2式と高圧電源7式、分電盤がスペインのCIEMAT研究所から納入され、据え付けが開始された。サテライト・トカマク計画では、中性粒子入射装置の長時間運転技術の開発に成功し、JT-60SAの長時間運転に目処を得た。また、2014年5月から開始したJT-60SAの真空容器の340度組立作業が完了した。これら、BA活動における主要な出来事を国内コミュニティーに対して情報発信する。

論文

Management strategy for radioactive waste in the fusion DEMO reactor

染谷 洋二; 飛田 健次; 宇藤 裕康; 朝倉 伸幸; 坂本 宜照; 星野 一生; 中村 誠; 徳永 晋介

Fusion Science and Technology, 68(2), p.423 - 427, 2015/09

 被引用回数:5 パーセンタイル:34.97(Nuclear Science & Technology)

核融合原型炉において、炉内機器の定期保守時に発生する放射性廃棄物の減容化と管理シナリオ構築は重要な課題である。中性子による弾き出し損傷について三次元核計算の結果、主要な炉内機器であるブランケットとダイバータの交換周期が2.2年と0.6年と評価され、運転期間として20年を仮定すると定期保守時に発生する総廃棄物量は五万トンを超えることを明らかにした。さらに、減容化を目指して中性子損傷が低い構造体の再利用と希少金属であるベリリウム等の再処理を検討した結果、総廃棄物量を20%まで低減できることを明らかにした。また、定期交換後のブランケットとダイバータにおける誘導放射能の減衰特性に基づく冷却期間の差違と廃棄物処理工程を考慮し、建屋構成を含めて放射性廃棄物管理シナリオ概念を構築した。

論文

Simulation study of power load with impurity seeding in advanced divertor "short super-X divertor" for a tokamak reactor

朝倉 伸幸; 星野 一生; 清水 勝宏; 新谷 吉郎*; 宇藤 裕康; 徳永 晋介; 飛田 健次; 大野 哲靖*

Journal of Nuclear Materials, 463, p.1238 - 1242, 2015/08

 被引用回数:8 パーセンタイル:18.76(Materials Science, Multidisciplinary)

ダイバータ設計において、平衡コイルの配置を工夫してダイバータ板への磁力線の連結長を増加する「先進ダイバータ」の検討が注目されている。非常に大きな熱流の低減が求められる原型炉のダイバータ設計への適応を考察するため、コイル配置とプラズマ平衡配位の検討し1-2コのインターリンクコイルを設置することで、小型化したスーパーXダイバータ設計が可能であることを示した。さらに、上記のShort-SXDについてダイバータプラズマのシミュレーションを開始した。通常と異なるダイバータや磁力線の形状における計算用メッシュの作成を行い、500MWのプラズマ熱流が周辺部に排出される条件で、アルゴンガスを入射することで放射損失パワーを92%程度まで増加することにより、完全非接触ダイバータが生成する結果が得られた。標準磁場形状のダイバータでは同条件で完全非接触ダイバータは得らレなかったことから、磁場形状の工夫によるダイバータプラズマ制御の効果を明らかにした。最大ピーク熱負荷も標準形状のダイバータと比較して10MW/m$$^{-2}$$程度に低減できたが、プラズマ熱流よりも再結合プロセスが寄与するため、このプロセスのモデリング検討が重要と思われる。

論文

The Influence of the radial particle transport on the divertor plasma detachment

星野 一生; 清水 勝宏; 滝塚 知典*; 朝倉 伸幸; 仲野 友英

Journal of Nuclear Materials, 463, p.573 - 576, 2015/08

 被引用回数:7 パーセンタイル:22.72(Materials Science, Multidisciplinary)

The divertor plasma detachment is the most promising candidate to reduce the divertor heat load in fusion reactors, while the present understanding is not enough to explain the experimental observations. To understand the detachment physics and improve the divertor modeling, an integrated divertor code SONIC has been applied to modelling of the JT-60U detached divertor plasma. In the comparison between the SONIC results and the JT-60U experimental data, the density at the private flux region was higher than the experimental data near the X-point. To investigate the influence of the particle transport in the private region, the particle diffusion coefficient in the private region $$D_{prv}$$ was increased. The detachment, i.e., the rollover of the ion flux to the divertor target, was observed while influence of the enhancement of $$D_{prv}$$ on the mid-plane density and its profile were not seen. It is found that the transport in the private region plays an important role for the formation of the divertor detachment.

論文

SOL-divertor plasma simulations introducing anisotropic temperature with virtual divertor model

東郷 訓*; 滝塚 知典*; 中村 誠; 星野 一生; 小川 雄一*

Journal of Nuclear Materials, 463, p.502 - 505, 2015/08

 被引用回数:4 パーセンタイル:43.49(Materials Science, Multidisciplinary)

仮想ダイバータモデルと非等方イオン温度を導入した1D SOL-ダイバータプラズマシミュレーションコードを開発した。非等方イオン温度を導入することにより、運動量輸送方程式の2階微分イオン粘性項を排除できた。その結果として、ダイバータ板での境界条件は不要となった。ダイバータとシースを模擬するために、仮想ダイバータモデルを導入した。これは粒子、運動量、エネルギーについての人為的なシンク項として記述する。仮想ダイバータモデルの導入により、数値計算上取り扱いが容易な周期境界条件の適用が可能になった。このモデルを用いて、ボーム条件を満足するようなSOL-ダイバータプラズマをシミュレートすることができた。イオン温度の非等方性の規格化平均自由行程への依存性、Braginskii形式のイオン粘性の妥当性についても調べた。

論文

幅広いアプローチ活動だより,56

星野 一生; 松永 剛; 奥村 義和

プラズマ・核融合学会誌, 91(8), p.561 - 562, 2015/08

幅広いアプローチ活動便り(56)では、国際核融合エネルギー研究センターサイトにおける原型炉R&Dのための共同研究棟の新築工事、IFMIF原型加速器の進展、サテライト・トカマク(JT-60SA)計画の進展に関して報告している。共同研究棟は、残りのBA活動期間に原型炉R&Dに関する研究開発の一部の課題を行う新たな場所として工事を進めており、主に材料評価のための実験室・材料試験室と金属ベリリウムの取り扱いのためのBe製造室で構成されている。IFMIF原型加速器では、改修やインターロックの試運転等を終え、4月に定格の陽子ビームの連続生成に成功、引き続き、放射線管理区域の設定後、7月には重水素イオンビームの生成に成功した。サテライト・トカマク計画では、世界最大級のヘリウム冷凍機及びHeバッファータンクの据え付けを完了した。また、第4回「JT-60SA日欧研究調整会議」を開催し、JT-60SAリサーチプラン、JT-60SA実験提案に向けた課題等について議論を行った。これら、BA活動における主要な出来事を国内コミュニティーに対して情報発信する。

論文

Analysis of tungsten transport in JT-60U plasmas

清水 友介*; 藤田 隆明*; 有本 英樹*; 仲野 友英; 星野 一生; 林 伸彦

Plasma and Fusion Research (Internet), 10(Sp.2), p.3403062_1 - 3403062_4, 2015/07

In JT-60U, it has been observed that accumulation of tungsten is enhanced with increasing the toroidal rotation in the opposite direction (CTR-rotation) to the plasma current in H-mode plasmas. Two models for convective transport, pinch due to the toroidal rotation (PHZ pinch) and the radial electric field (Er pinch) were proposed. We introduce these two pinch models into integrated transport code TOTAL, and study dependence of the tungsten accumulation on the toroidal rotation. In the high toroidal rotation velocity, we obtained the tungsten accumulation four times as large as in the low one. The model reproduces the trend observed in the experiment.

論文

Advance in integrated modelling towards prediction and control of JT-60SA plasmas

林 伸彦; 本多 充; 白石 淳也; 宮田 良明; 若月 琢馬; 星野 一生; 藤間 光徳; 鈴木 隆博; 浦野 創; 清水 勝宏; et al.

Europhysics Conference Abstracts (Internet), 39E, p.P5.145_1 - P5.145_4, 2015/06

Towards prediction and control of JT-60SA plasmas, we are developing codes/models which can describe physics/engineering factors, and integrating them to one code TOPICS. Physics modelling: Coupling with MINERVA/RWMaC code showed that MHD equilibrium variation by centrifugal force largely affects RWM stability and the toroidal rotation shear stabilizes RWM. Coupling with OFMC code for NB torques, 3D MHD equilibrium code VMEC and drift-kinetic code FORTEC-3D for NTV torque, and toroidal momentum boundary model, predicted the core rotation of $$sim$$2% of Alfv$'e$n speed for a ITER hydrogen L-mode plasma. Coupling with core impurity transport code IMPACT showed the accumulation of Ar seeded to reduce the divertor heat load is so mild that plasma performance can be recovered by additional heating in JT-60SA steady-state (SS) scenario. Simulations coupled with MARG2D code showed that plasma current can be ramped-up to reach $$beta_N ge$$3 with MHD modes stabilized by ideal wall and with no additional flux consumption of central solenoid in JT-60SA. Engineering modelling: Coupling with integrated real-time controller showed that simultaneous control of $$beta_N$$ and $$V_{loop}$$ is possible at $$beta_N ge$$4 in JT-60SA SS scenarios. MHD equilibrium control simulator MECS demonstrated equilibrium control during heating phase and collapse induced events within power supply capability of PF coils in JT-60SA.

論文

幅広いアプローチ活動だより,55

星野 一生; 松永 剛; 奥村 義和

プラズマ・核融合学会誌, 91(6), p.430 - 431, 2015/06

幅広いアプローチ活動だより(55)では、第16回幅広いアプローチ(BA)運営委員会の開催、サテライト・トカマク(JT-60SA)計画の進展に関して報告している。第16回BA運営委員会には、欧州から委員3名と専門家10名、日本側から委員4名と専門家11名、各事業長及び各事業委員会議長他の計33名が参加し、IFMIF/EVEDA事業、IFERC事業、及びサテライト・トカマク計画事業の2014年次報告及び事業計画の更新を承認した。また、那珂研究所で進められているJT-60SAの建設では、欧州のからの機器搬入及び日本による組み立て作業が順調に進んでいる。これらの進展状況を広く披露するため、式典及び見学会を開催し、日欧関係者約200人が参加した。また、第22回JT-60SA技術調整会議を開催した。日欧関係者73名が参加し、設計・製作状況や組立検討・組立状況の報告、及び今後の統合運転に関する議論を行った。これら、BA活動における主要な出来事を国内コミュニティーに対して情報発信する。

論文

Neutronics analysis for fusion DEMO reactor design

染谷 洋二; 飛田 健次; 谷川 尚; 宇藤 裕康; 朝倉 伸幸; 坂本 宜照; 星野 一生; 中村 誠; 徳永 晋介

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 6 Pages, 2015/05

出力1.5GWの核融合原型炉において達成目標であるトリチウムの自給自足性並びに発電実証に係わる増殖ブランケット概念を明確にするため核熱解析によるトリチウム増殖比(TBR)及び冷却配管の検討を行った。原型炉でのブランケット概念は大量生産の観点から内部構造がシンプルな概念とし、トリチウム増殖材及び中性子増倍材の使用温度を満足するよう内部構造を決定した。3次元中性子輸送計算の結果、隣り合うブランケット間のギャップ幅は2cm程度ではTBRの減少は見られないが、NBIポートのような大型ポートの場合には占有率以上にTBRが減少することが分かった。形状依存性があるTBRを正しく評価するために最新の原型炉設計に基づく3次元計算モデルによる評価を行い、トリチウム自給を満足できる事を明らかにした。また、ブランケット前方では核発熱が大きく、冷却配管の5mm程度のずれ(誤差)で運転中の材料温度が100$$^{circ}$$C程度変化する。これより、配管設計には裕度を持って設計する必要があるが、TBR向上のために材料の許容温度近くで設計していた。本研究の結果より、低出力炉の場合はブランケット内部の冷却配管の配置がTBRに大きく影響しないことが分かり、ブランケット内の配管設置精度に対して裕度があることを見いだした。最後に炉内機器であるブランケット及びダイバータの交換周期に係る弾き出し損傷値、並びに保守工程及び安全性に係る運転終了後の線量率及び残量熱に関して報告する。

論文

Relationship between net electric power and radial build of DEMO based on ITER steady-state scenario parameters

坂本 宜照; 中村 誠; 飛田 健次; 宇藤 裕康; 染谷 洋二; 星野 一生; 朝倉 伸幸; 徳永 晋介

Fusion Engineering and Design, 89(9-10), p.2440 - 2445, 2014/10

 被引用回数:4 パーセンタイル:51.53(Nuclear Science & Technology)

これまでに核融合原型炉概念が数多く提案されているが、想定されているプラズマ物理パラメータとトカマク実験で達成されている総合プラズマ性能には大きな隔たりがある。今後のトカマク実験の進展を踏まえれば、原型炉で実現可能なプラズマ総合性能としてITER定常運転シナリオが妥当である。そこで、ITER定常運転シナリオで想定されているプラズマ物理パラメータに基づき、システムコードを用いてプラズマサイズに対する原型炉特性を解析した。その結果、1GW以上の核融合出力を得るにはプラズマ大半径9mが必要であるが、ブランケット等の炉内機器の厚さを0.5m小さくすればプラズマ大半径8mで同程度の核融合出力が得られることが分かった。さらに、核融合出力を上昇させるために、密度を増大すると核融合出力と加熱パワーが増大するとともにシンクロトロン放射が減少するためダイバータ熱負荷が増大すること、ベータ値を増大すると核融合出力は増大するが加熱パワー減少とシンクロトロン放射増大のためダイバータ熱負荷が減少することを明らかにした。

論文

Waste management scenario in the hot cell and waste storage for DEMO

染谷 洋二; 飛田 健次; 柳原 敏*; 近藤 正聡*; 宇藤 裕康; 朝倉 伸幸; 星野 一生; 中村 誠; 坂本 宜照

Fusion Engineering and Design, 89(9-10), p.2033 - 2037, 2014/10

 被引用回数:3 パーセンタイル:61.51(Nuclear Science & Technology)

原型炉での保守シナリオは、ブランケット及びダイバータモジュールをバックプレートに配置したセクター集合体を一括で交換することを想定している。定期交換保守によって発生する放射化した集合体には、残量熱と吸蔵されたトリチウム(T)および表面に付着したタングステン(W)ダストが存在する。したがって、集合体の保管、解体および処分の際には、集合体の温度及び吸蔵T及びWダスト管理に留意する必要がある。検討の結果、ホットセルにおいて自然対流冷却が可能になるまでの約半年間を、集合体内の既設配管に冷却水を流して冷却することとした。この手法の特徴は、集合体を低温にできるので吸蔵Tの放出が抑えられるとともに、ホットセル内の雰囲気を自然対流環境下で維持できるため、Wダストの拡散を防ぐことができる。次に、廃棄物を埋設処分する際には、モルタルとともに詰めた廃棄体として、処分することを想定している。検討の結果、残留熱を有する廃棄体をモルタルの健全性が保てる温度(65$$^{circ}$$C)以下になるまで、中間貯蔵施設において、約12年程度一時保管する必要があることがわかった。本論文では、ホットセル及び一時保管施設の具体的イメージを示すとともに定期保守時に発生する廃棄物の減容に係る検討結果を報告する。

論文

Application of inter-linked superconducting coils for central solenoid and advanced divertor configuration of DEMO

宇藤 裕康; 朝倉 伸幸; 飛田 健次; 坂本 宜照; 染谷 洋二; 星野 一生; 中村 誠

Fusion Engineering and Design, 89(9-10), p.2456 - 2460, 2014/10

 被引用回数:1 パーセンタイル:85.45(Nuclear Science & Technology)

インターリンク超伝導コイル概念は、トロイダル磁場(TF)コイルと鎖交するように中心ソレノイド(CS)やポロイダル磁場(PF)コイルを現場巻きするもので、インターリンク概念をCSに適用することにより、その断面積の増大により通常のCSに比べて格段に大きい磁束供給が可能となる。本発表では、インターリンクCSコイルの初期検討として導体設計を含むコイル概念に加え、電流フィーダ部分の超伝導線材の種類について交流損失を考慮した冷却構造、電磁力などの設計概略値の検討結果について報告する。本発表では、配位形成に大きなコイル電流を必要とする先進ダイバータ配位(Super-X)へのインターリンク超伝導コイル概念の応用として、インターリンク超伝導PFコイルの工学設計について報告する。

論文

Studies of impurity seeding and divertor power handling in fusion reactor

星野 一生; 朝倉 伸幸; 清水 勝宏; 徳永 晋介

Proceedings of 25th IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2014) (CD-ROM), 6 Pages, 2014/10

The power handling in the divertor is the most crucial issues for a fusion reactor design. In the previous study of development of the power handling scenario for a compact DEMO reactor, further reduction of the target heat load was required even in the case where more than 90% of the exhausted power from the core plasma was radiated by the argon impurity. In this study, the impact of the impurity seeding and the machine specifications on the divertor power handling has been investigated by using the SONIC code. With decreasing the fusion power, the divertor plasma detachment is extended and the target heat load decreases. The SONIC simulation showed the target heat load less than 6 MW/m$$^2$$ for a tungsten mono-block divertor with a ferritic steel water-cooling pipe, at the fusion power less than 2 GW. It is also showed that the impurity radiation fraction on the exhausted power can be reduced to 80% at the fusion power of 2 GW for a copper-alloy water-cooling tube.

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