The EUROfusion Consortium established in 2014 and composed by European Fusion Laboratories, and in particular the Power Plant Physics and Technology department aims to develop a conceptual design for the Fusion DEMOnstration Power Plant, DEMO. With respect to present experimental machines and ITER, the main goals of DEMO are to produce electricity continuously for a period of about 2 h, with a net electrical power output of a few hundreds of MW, and to allow tritium self-sufficient breeding with an adequately high margin in order to guarantee its planned operational schedule, including all planned maintenance intervals. This will eliminate the need to import tritium fuel from external sources during operations. In order to achieve these goals, extensive engineering efforts as well as physics studies are required to develop a design that can ensure a high level of plant reliability and availability. In particular, interfaces between systems must be addressed at a very early phase of the project, in order to proceed consistently. In this paper we present a preliminary design and integration study, based on physics assessments for the EU DEMO1 Baseline 2015 with an aspect ratio of 3.1 and 18 toroidal field coils, for the DEMO port plugs. These aim to host systems like electron cyclotron heating launchers currently developed within the Work Package Heating and Current Drive that need an external radial access to the plasma and through in-vessel systems like the breeder blanket. A similar approach shown here could be in principle followed by other systems, e.g. other heating and current drive systems or diagnostics. The work addresses the interfaces between the port plug and the blanket considering the helium-cooled pebble bed and the water cooled lithium lead which are two of four breeding blanket concepts under investigation in Europe within the Power Plant Physics and Technology Programme: the required openings will be evaluated in terms of their impact onto the blanket segments thermo-mechanical and nuclear design considering mechanical integration aspects but also their impact on tritium breeding ratio. Since DEMO is still in a pre-conceptual phase, the same methodology is applicable to the other two blanket concepts, as well.
2014年に設立され、欧州核融合研究所によって構成されるEUROfusionコンソーシアム、特に発電プラント物理・技術部門は、核融合実証発電プラントDEMOの概念設計の開発を目指している。現在の実験装置およびITERと比較して、DEMOの主な目標は、約2時間にわたって連続的に電力を生産し、正味電気出力を数百MWとすること、そして、計画された運転スケジュール（計画されたすべての保守間隔を含む）を保証するために十分に高い余裕をもってトリチウム自給自足の増殖を可能にすることである。これにより、運転中に外部源からトリチウム燃料を輸入する必要性がなくなる。これらの目標を達成するためには、高いレベルのプラント信頼性と稼働率を確保できる設計を開発するために、広範な工学的努力ならびに物理学的調査が必要である。特に、システム間のインターフェースは、一貫して進めるために、プロジェクトの非常に初期段階で対処されなければならない。本論文では、アスペクト比3.1および18個のトロイダル磁場コイルを有するEU DEMO1 Baseline 2015に基づく物理学的評価に基づいて、DEMOポートプラグの予備設計および統合研究を提示する。これらは、プラズマへの外部半径方向アクセスを必要とする電子サイクロトロン加熱ランチャーなど、現在Work Package Heating and Current Drive内で開発されているシステム、および増殖ブランケットなどの炉内システムを収容することを目的とする。ここで示す同様のアプローチは、原理的には他のシステム、例えば他の加熱・電流駆動システムや診断装置にも適用できる。本作業は、ポートプラグとブランケット間のインターフェースに取り組んでおり、欧州のPower Plant Physics and Technology Programme内で調査中の4つの増殖ブランケット概念のうちの2つであるヘリウム冷却ペブルベッドおよび水冷却リチウム鉛を考慮する。必要な開口部は、機械的統合の側面を考慮したブランケットセグメントの熱機械的および核設計への影響、ならびにトリチウム増殖比への影響の観点から評価される。DEMOはまだ前概念段階にあるため、同じ方法論は他の2つのブランケット概念にも適用可能である。