AbstractWe review the design of in-vessel components for ITER, specifically the vacuum vessel, divertor, first wall and blanket-shield, and the r.f. coupling systems. The vacuum vessel is the most straightforward in concept but also the most critical since it forms the primary containment boundary. The design is a double-wall structure supported by radial plates and filled with steel balls which are directly water cooled. The structure is typically 40–70 cm thick and the shielding performance of the vessel together with the blanket-shield is sufficient to reduce the nuclear heating in the magnets to less than 8 kW. The vessel is designed to withstand an over-pressure of 2 MPa. The nominal fusion power is specified to be 1500 MW; the first wall and the divertor are each being designed to remove 80% of the corresponding a power. The conventional high recycling approach to the divertor leads to power densities two to four times higher than can be removed by practical designs for the divertor targets. However, many divertor experiments have shown that partial or full detachment of the divertor plasma from the target plates is possible in high density regimes. In such cases, the peak power density can be reduced by a factor of 5 or more, and the bulk of the power is then radiated in the divertor channel, near the X point or in the scrape-off layer. Thus the first wall and divertor are being designed to accommodate any of these possibilities. Edge localized modes and disruptions can burn through the protective plasma-gas cushion in front of the target plates, and erosion remains a major concern. While beryllium has been selected as the first-wall material, the selective use of tungsten in areas of intense charge exchange flux is under consideration. Earlier design efforts were concentrated on an integrated first wall and blanket-shield, but recent emphasis has been on an approach with a separately cooled first wall. Heating and current drive for ITER could be furnished by ion cyclotron r.f. (ICRF) or electron cyclotron r.f. (ECRF) heating, or by neutral-beam injection (NBI). All these options are being considered. ICRF is the option at present favored in view of its well-developed technology. However, the antennae become part of the first wall and their design must address reliability and maintenance issues as well as the effects of high thermal and disruption loads. ECRF and NBI are more attractive from this point of view, but their feasibility hinges on the development of suitable sources.
ITERの炉内機器設計、特に真空容器、ダイバータ、第一壁およびブランケット遮蔽体、そして高周波加熱結合部の設計について概説する。真空容器は概念的に最も単純であるが、一次閉じ込め境界を形成するため最も重要である。その設計は二重壁構造であり、放射状のリブで支持され、直接水冷される鋼球が充填される。この構造は典型的には40〜70cmの厚さを有し、容器とブランケット遮蔽体の遮蔽性能は、磁石における核発熱を8kW未満に低減するのに十分である。容器は2MPaの過圧に耐えるよう設計されている。公称核融合出力は1500MWとされ、第一壁とダイバータはそれぞれ対応する出力の80%を除去するよう設計されている。従来の高リサイクリング方式のダイバータでは、ダイバータ標的板の実用的な設計による除熱能力の2〜4倍の熱流束が生じる。しかしながら、多くのダイバータ実験により、高密度領域ではダイバータプラズマの標的板からの部分的または完全な剥離が可能であることが示されている。このような場合、ピーク熱流束は5倍以上低減でき、出力の大部分はダイバータチャネル内、X点近傍、またはスクレイプオフ層で放射される。したがって、第一壁とダイバータはこれらの可能性のすべてに対応できるよう設計されている。エッジ局在モードとディスラプションは標的板前方の保護用プラズマガスクッションを突き破る可能性があり、損耗が主要な懸念事項となっている。ベリリウムが第一壁材料として選定されている一方で、高強度の荷電交換粒子束が生じる領域へのタングステンの選択的適用が検討されている。初期の設計努力は一体型の第一壁とブランケット遮蔽体に集中していたが、最近では第一壁を個別に冷却する設計アプローチが重視されている。ITERの加熱および電流駆動には、イオンサイクロトロン周波数帯加熱（ICRF）、電子サイクロトロン周波数帯加熱（ECRF）、または中性粒子ビーム入射（NBI）が使用可能であり、これらのすべてのオプションが検討されている。現時点では、技術が成熟しているICRFが有力視されている。しかしながら、アンテナは第一壁の一部となるため、その設計は高い熱負荷とディスラプション荷重の影響に加え、信頼性と保守性の問題に対処する必要がある。ECRFとNBIはこの観点からはより魅力的であるが、その実現可能性は適切な線源の開発に依存している。