Heliotron reactors have attractive features for fusion power plants such as having no need for current drive and a wide space between the helical coils for the maintenance of in-vessel components. Their main disadvantage was considered to be the necessarily large size of their magnet systems. According to the recent reactor studies based on the experimental results in the Large Helical Device, a major radius of plasma of 14–17 m with a central toroidal field of 6–4 T is needed to attain the self-ignition condition with a blanket space thicker than 1.1 m. The stored magnetic energy is estimated at 120–140 GJ. Although both the major radius and the magnetic energy are about three times as large as ITER, the maximum magnetic field and mechanical stress are comparable. In the preliminary structural analysis, the maximum stress intensity including the peak stress is less than the 1000 MPa that is allowed for strengthened stainless steel. Although the length of the helical coil is more than 150 m, that is about five times as long as the ITER TF coil, cable-in-conduit conductors can be adopted with a parallel winding method of five-in-hand. The concept of the parallel winding is proposed. Consequently, the magnet systems for helical reactors can be realized with a small extension of the ITER technology.
ヘリオトロン炉は、電流駆動が不要であること、および容器内機器の保守のためのヘリカルコイル間の広い空間を有することなど、核融合発電所にとって魅力的な特徴を有している。それらの主な欠点は、磁石システムのサイズが必然的に大きくなることであると考えられていた。大型ヘリカル装置における実験結果に基づく最近の炉研究によれば、自己点火条件を達成するためには、ブランケット空間が1.1 mより厚い場合、プラズマ主半径14–17 m、中心トロイダル磁場6–4 Tが必要である。蓄積磁気エネルギーは120–140 GJと推定される。主半径と磁気エネルギーの両方はITERの約3倍であるが、最大磁場と機械的応力は同等である。予備構造解析では、ピーク応力を含む最大応力強度は、強化ステンレス鋼に許容される1000 MPa未満である。ヘリカルコイルの長さは150 m超であり、これはITER TFコイルの約5倍の長さであるが、ケーブル・イン・コンジット導体をファイブ・イン・ハンドの並列巻き方式で採用することができる。この並列巻きの概念が提案されている。したがって、ヘリオトロン炉の磁石システムは、ITER技術のわずかな拡張によって実現可能である。