AbstractA study has been carried out to identify a maintenance concept which will lead to an acceptable availability for a future fusion power reactor. Initially a maintenance concept was developed, based on the layout and maintenance scheme proposed in the International Thermonuclear Experimental Reactor (ITER) CDA, this currently being the most advanced tokamak design. However, it is demonstrated that this maintenance scheme would result in an overall reactor availability of 70%, which is about 10% less than that expected in future PWRs. An alternative maintenance scheme is therefore proposed in which the divertor plates are serviced through dedicated maintenance ports for each reactor sector and the blanket is sub-divided in both the radial and poloidal directions to allow it to be handled through the radial access ports. This could lead to an availability of the order of 80%, and have the additional advantages of reduced active waste disposal and lower blanket costs over the life of the fusion power reactor.
核融合動力炉において許容可能な稼働率を達成する保守概念を特定するための研究が実施された。当初、国際熱核融合実験炉（ITER）の設計に基づくレイアウトと保守計画を基礎とした保守概念が開発されたが、これは現在最も先進的なトカマク設計である。しかしながら、この保守計画では、炉全体の稼働率が70%となり、将来の軽水炉で期待される値よりも約10%低くなることが実証された。そこで、各炉セクターに対して専用の保守ポートを通じてダイバータ板を保守し、ブランケットを半径方向とポロイダル方向の両方に分割して半径方向のアクセスポートを通じて取り扱うことを可能にする代替保守概念が提案された。これにより、約80%の稼働率が達成可能となり、さらに核融合動力炉の寿命期間における放射性廃棄物の低減とブランケットコストの削減という追加的な利点ももたらされる。