Power exhaust challenges and potential solutions for a 5 m major radius, low-aspect ratio burning tokamak have been explored. 1D edge plasma models have been used to screen for access to detachment using short and long outer divertor legs in double and single null configurations, using Ar as the primary impurity and assuming tungsten plasma-facing components (PFCs). These show that detachment access can be accessed for all but the most conservative assumptions on scrape-off layer (SOL) width and power, but that trade-offs will be required between magnet engineering and the size of the acceptable window of as-yet uncertain plasma parameters. SOLPS-ITER was used to further model selected plasma scenarios, confirming that Ar seeding can be used to achieve dissipative divertor scenarios with peak deposited heat fluxes below 15 MWm. Initial scoping of first wall loads and positioning of limiters has been carried out, showing the feasibility of protecting the breeding blanket wall during steady state without impeding tritium breeding. Initial PFC technology selection is also presented, identifying this as a critical area where further work is needed to find an attractive solution for helium-cooled PFCs that can handle high heat fluxes without excessive power requirements. Key questions and trade-offs for concept development have been identified, including: how to achieve high radiation for reduction of SOL power without core performance degradation; whether power exhaust can be well-controlled in a double null plasma; mechanical design and materials challenges of high-heat flux PFCs; and control of material erosion, redeposition and tritium retention.
5 mの大半径、低アスペクト比の燃焼トカマクにおける電力排熱の課題と潜在的な解決策が探求された。1D周辺プラズマモデルを用いて、ダブルヌルおよびシングルヌル配位における短いおよび長い外側ダイバータレッグを用いたデタッチメントへのアクセスをスクリーニングし、Arを主要不純物とし、タングステン製プラズマ対向機器(PFC)を仮定した。これらは、スクレイプオフ層(SOL)幅とパワーに関する最も保守的な仮定を除くすべての仮定についてデタッチメントへのアクセスが可能であることを示しているが、磁石工学と、未だ不確かなプラズマパラメータの許容可能な窓の大きさとの間でトレードオフが必要となることを示している。SOLPS-ITERを用いて、選択されたプラズマシナリオをさらにモデル化し、Arシーディングにより、ピーク堆積熱流束が15 MWm未満の散逸ダイバータシナリオを達成できることを確認した。第一壁負荷とリミッタ配置の初期スコーピングが実施され、定常状態中にトリチウム増殖を妨げることなく増殖ブランケット壁を保護する実現可能性を示した。初期のPFC技術選定も提示され、高熱流束を過剰な動力要件なしに処理できるヘリウム冷却PFCの魅力的な解決策を見つけるためにさらなる作業が必要な重要領域として特定された。概念開発のための主要な問題点とトレードオフが特定された。すなわち、コア性能の低下なしにSOLパワーを低減するための高放射を達成する方法、ダブルヌルプラズマにおいて電力排熱を十分に制御できるかどうか、高熱流束PFCの機械設計と材料の課題、ならびに材料のエロージョン、再堆積、トリチウム保持の制御である。