AbstractA recent study was undertaken (D.V. Sherwood et al., Fusion Eng. Des. 22 (1993) 367-378) to identify a maintenance scheme which would lead to an acceptable level of availability for a future commercial fusion power station. It was thought that a scheme involving the servicing of the divertor through dedicated maintenance ports provided in each sector of the torus, and the sub-division of the blanket in both the radial and poloidal directions to allow it to be handled through two opposite dedicated radial access ports, could lead to a plant availability in the order of 80% (including 7% unplanned shutdown), i.e. comparable with that expected from APWRs. The method of blanket replacement proposed is substantially different from that of the ITER CDA. Although still conceptual, the maintenance scheme has now been developed sufficiently (NNC Rep. FR/E/004399A, 1993) to allow the main potential hazards requiring control during maintenance and the main feasibility issues to be identified. Taking these into account, a more accurate assessment of the plant availability has been possible which confirms that 80% should be possible. The scheme is considered to present little risk to the maintenance staff and with proper safeguards there would be little potential for the spread of contamination.
抄録 将来の商業用核融合発電所において、許容可能な稼働率を達成するための保守方式を特定することを目的とした研究が実施された（D.V. Sherwoodら、Fusion Eng. Des. 22 (1993) 367-378）。トーラスの各セクターに設けられた専用保守ポートを通じてダイバータを保守し、ブランケットをポロイダル方向およびトロイダル方向に分割して、対向する2つの専用ラジアルポートを通じて取り扱う方式により、約80%の稼働率（7%の計画外停止を含む）が達成可能であると考えられた。これは加圧水型軽水炉と同等の値である。提案されたブランケット交換方式は、ITER CDRの方式とは根本的に異なる。本保守概念はまだ概念設計段階であるが、保守中に制御が必要な主な潜在的危険性と、主要な実現可能性の課題を特定できるレベルまで詳細化されている（NNC Rep. FR/E/004399A、1993年）。これらの考慮事項を踏まえることで、より正確な稼働率評価が可能となり、約80%の稼働率が達成可能であることが確認された。本方式は保守作業員へのリスクが小さく、適切な防護措置を講じることで、汚染の拡大の可能性も低いと考えられる。