AbstractFeasibility of a very high aspect ratio tokamak reactor is investigated. Here, the aspect ratio A is the ratio of plasma major radius RP to the minor radius aP. Over a wide range of A (=2.7∼8), the plasma size, current drive power PCD, divertor heat load WDIV are calculated for the steady-state plasma when the fusion power PFUS (=3 GW) and the maximum toroidal field BTMAX (=18 T) are fixed. Here, the inboard shield thickness δTF=1.4 m, the normalized beta βN=3, plasma elongation κ=1.4, plasma temperature T=15 keV and other parameters are similar to those of ITER. It is clarified that the acceptable current-drive power (PCD=81 MW), large fusion gain (Q=37) and small divertor heat load (WDIV∼10 MW m−2) are achieved in a very high-A plasma with RP/aP=12/1.5 m. Radial build is optimized with keeping the field ripple ratio constant. When the number of TF-coil (=20) and ripple level (=1%) are fixed, the inboard shield thickness δTF is increased by 0.8 m and outboard shield thickness by 1.4 m as A increases from 2.7 to 8. In this case, the internal diameter of TF-coil increases by about 0.4 m since the plasma minor radius aP is decreased by 0.9 m. In the future power plant using SiC structural material, the very high-A reactor is greatly superior to the low-A reactor since the large shielding region is available without degrading plasma performance. These results are dependent on the plasma elongation κ and normalized beta βN. When κ is increased from 1.4 to 1.7, the required BTMAX is reduced from 18 to 15 T. If an advanced operation (βN∼5) with reversed shear plasma is available, the required BTMAX is reduced from 18 to 14.5 T.
非常に高いアスペクト比を有するトカマク炉の実現可能性が調査される。ここで、アスペクト比Aは、プラズマ主半径RPのプラズマ小半径aPに対する比である。Aの広い範囲（=2.7〜8）にわたって、プラズマサイズ、電流駆動電力PCD、ダイバータ熱負荷WDIVが、核融合出力PFUS（=3 GW）および最大トロイダル磁場BTMAX（=18 T）が固定された定常プラズマに対して計算される。ここで、内側シールド厚さδTF=1.4 m、規格化ベータβN=3、プラズマ伸長度κ=1.4、プラズマ温度T=15 keV、およびその他のパラメータはITERと同様である。RP/aP=12/1.5 mの非常に高いAプラズマにおいて、許容可能な電流駆動電力（PCD=81 MW）、大きな核融合利得（Q=37）、および小さなダイバータ熱負荷（WDIV〜10 MW m−2）が達成されることが明らかにされる。径方向ビルドは、磁場リップル比を一定に保った状態で最適化される。TFコイル数（=20）およびリップルレベル（=1%）が固定された場合、Aが2.7から8へ増加するにつれて、内側シールド厚さδTFは0.8 m増加し、外側シールド厚さは1.4 m増加する。この場合、プラズマ小半径aPが0.9 m減少するため、TFコイルの内径は約0.4 m増加する。SiC構造材料を使用した将来の動力炉において、非常に高いAの炉は、プラズマ性能を低下させることなく大きな遮蔽領域が利用可能であるため、低いAの炉よりも大幅に優れている。これらの結果は、プラズマ伸長度κおよび規格化ベータβNに依存する。κが1.4から1.7へ増加すると、必要なBTMAXは18 Tから15 Tへ低減される。反転磁気シアープラズマを用いた先進運転（βN〜5）が利用可能であれば、必要なBTMAXは18 Tから14.5 Tへ低減される。