Thermal-hydraulic analysis of the CORCⓇ conductor for the DEMO CS coil

この論文は、核融合炉DEMOの中心ソレノイド(CS)コイルに使用されるCORCⓇ導体の熱水力特性を解析したものです。CORCⓇ導体は、高い電流密度と機械的強度を持つ超伝導ケーブルで、冷却条件や圧力損失などの熱水力性能を評価しています。解析には数値シミュレーションを用い、ヘリウム冷却時の温度分布や圧力降下を詳細に調べました。その結果、DEMO CSコイルの運転条件において十分な冷却性能が確認され、設計の妥当性が示されました。本研究成果は、次世代核融合炉の磁石設計に重要な知見を提供します。