AbstractThe new status of the H-1NF Heliac Stellarator as a National Facility and the signed international Implementing Agreement on Collaboration in the Development of the Stellarator Concept should together be a significant encouragement for further fusion research in Australia. In this report the future of fusion research in Australia is discussed with special attention being paid to the importance of Stellarator Power Plant Studies and in particular stellarator fusion neutronics. The main differences between tokamak and stellarator neutronics analyses are identified, namely the neutron wall loading, geometrical modelling and total heating in in-vessel reactor components including toroidal field (TF) coils. An approach to stellarator (TF) coils heating calculations is discussed. This approach is a modification of a previously reported method of total heating calculations in tokamak TF coils. Due to the more complicated nature of stellarator neutronics analyses, simplified approaches to fusion neutronics already developed for tokamaks are expected to be even more important and widely used for designing a Conceptual Stellarator Power Plant.
AbstractH-1NFヘリカルステラレーターの国家施設としての新たな地位と、ステラレーター概念の開発に関する国際実施取決めの締結は、オーストラリアにおけるさらなる核融合研究にとって大きな励みとなるはずである。本報告書では、オーストラリアにおける核融合研究の将来について議論し、ステラレーター発電所の研究、特にステラレーター核特性解析の重要性に特に注目している。トカマクとステラレーターの核特性解析の主な相違点、すなわち中性子壁負荷、幾何学的モデリング、およびトロイダル磁場（TF）コイルを含む容器内炉構成要素の総加熱量を特定している。ステラレーターのTFコイル加熱計算へのアプローチについて議論している。このアプローチは、トカマクのTFコイルにおける総加熱量計算の既報の方法を修正したものである。ステラレーター核特性解析のより複雑な性質により、トカマク用に既に開発された簡略化された核融合核特性解析アプローチは、概念的ステラレーター発電所の設計においてさらに重要かつ広く使用されることが期待される。