AbstractConceptual design of blanket and divertor for a force free helical reactor (FFHR) is presented. The demonstration-relevant FFHR is a heliotron-type helical reactor having superconducting helical and poloidal coils based on the large helical device (LHD) which is now under construction in the National Institute for Fusion Science. The main feature of FFHR is force free configuration of helical coils, which allows us to simplify the coil supporting structure and to use high magnetic field instead of high plasma β.For the goal of a self-ignited D—T reactor of 3 GW thermal output, the design parameters for FFHR are investigated under the LHD scaling for energy confinement and density limit. In particular, to satisfy the reactor lifetime of 30 years, the engineering issues in FFHR are discussed by focusing on selection of structrual materials for 500 dpa, optimization of tritium breeding system with neutron multiplier, cooling with molten-salt Flibe and operation temperature in the blanket, radiation shielding to achieve a reduction of more than 5 orders of magnitude at superconducting coils, and steady state helium ash removal with an efficiency of around 30%.
核融合炉「フォースフリー・ヘリカル・リアクター（FFHR）」のブランケットおよびダイバータの概念設計について述べる。実証炉段階を目指すFFHRは、現在核融合科学研究所で建設中の大型ヘリカル装置（LHD）に基づくヘリオトロン型ヘリカル炉であり、超伝導ヘリカルコイルおよびポロイダルコイルを有する。FFHRの主な特徴は、ヘリカルコイルのフォースフリー構造により、コイル支持構造を簡素化し、高プラズマβの代わりに高磁場を利用できる点である。熱出力3GWの自己点火D-T炉を目標として、LHDスケーリング則に基づくエネルギー閉じ込めと密度限界の観点からFFHRの設計パラメータを検討する。特に、30年の炉寿命を満たすため、500 dpaに耐える構造材料の選定、中性子増倍材を用いたトリチウム増殖システムの最適化、溶融塩Flibeによる冷却とブランケット運転温度、超伝導コイルにおける5桁以上の放射線遮蔽低減、および約30%の効率での定常ヘリウム灰除去に関する工学的課題を議論する。