AbstractIn recent proposals for next generation superconducting tokamaks, such as the ITER project, the nuclear burning plasma is confined by magnetic fields generated from a large set (up to 100 GJ stored energy) of superconducting magnets. These magnets suffer heat loads in operation from thermal and nuclear radiation from the surrounding components and plasma as well as eddy currents and AC losses generated within the magnets, together with the heat conduction through supports and resisitive heat generated at the current lead transitions to room temperature. The initial cryoplant for such a tokamak is expected to have a steady state capacity of up to about 85 kW at 4.5 K, comparable to the system installed for LHC at CERN. Experimental tokamaks are expected to operate at least initially in a pulsed mode with 20–30 short plasma pulses and plasma burn periods each day. A conventional cryoplant, consisting of a cold box and a set of primary heat exchangers, is ill-suited to such a mode of operation as the instantaneous heat loads can amount to over three times the average over a plasma pulse and even the average heat load over a short pulse can be 2–3 times the long term average. It is not possible to adjust the cryoplant compressors quickly enough to follow the pulse loads and even if they could be adjusted on a longer timescale of 100 s or so, some phases of operation would force the cryoplant to operate in regimes with very low efficiency or where there is a tendancy to instability. The magnets of a superconducting tokamak offer a very large heat storage buffer, with capacity to store heat both in the helium cooling the conductor (where the temperature rise must be strictly controlled) and in the mechanical structures (where larger temperature ranges can be tolerated). In this report, the various modes of tokamak operation are simulated, from the initial phase of non-nuclear plasmas with short duration plasma pulses and high electromagnetic heat loads, to long duration burning plasmas. Control algorithms are derived that show that, if there is some flexibility in the scheduling of plasma pulses, the cryoplant can be designed to provide only the steady state heat load (averaged over a 24-h period). The use of such a control system will significantly reduce the cost of the cryoplant and permits a staged approach to cryoplant construction with limited non-nuclear operation possible with about two thirds of the final plant capacity.
最近の次世代超伝導トカマク（ITER計画など）の提案では、核燃焼プラズマは、大型の超伝導磁石群（最大100 GJの蓄積エネルギー）から発生する磁場によって閉じ込められる。これらの磁石は、運転中、周辺機器やプラズマからの熱放射や核放射線、さらに磁石内部で発生する渦電流や交流損失、支持部を通じた熱伝導、そして室温への電流リード遷移部で発生する抵抗熱などによる熱負荷を受ける。このようなトカマク用の初期クライオプラントは、CERNのLHC用に設置されたシステムに匹敵する、約85 kW（4.5 K）の定常冷却能力を有することが見込まれる。実験用トカマクは、少なくとも初期段階では、1日あたり20〜30回の短時間プラズマパルスとプラズマ燃焼期間を伴うパルス運転を行うと予想される。従来型のクライオプラント（冷凍ボックスと一連の一次熱交換器で構成）は、このような運転モードには不適切である。なぜなら、瞬間的な熱負荷がプラズマパルス期間中の平均値の3倍以上に達する可能性があり、さらに短時間パルス中の平均熱負荷でさえ、長期平均の2〜3倍になる可能性があるからである。パルス負荷に追従するためにクライオプラントの圧縮機を十分迅速に調整することは不可能であり、仮に100秒程度のより長い時間スケールで調整できたとしても、運転の一部の段階では、クライオプラントが非常に低い効率の領域や不安定性の傾向がある領域で運転せざるを得なくなる。超伝導トカマクの磁石は非常に大きな熱蓄積バッファを提供し、導体を冷却するヘリウム（温度上昇を厳密に制御する必要がある）と機械構造物（より大きな温度変化に耐えられる）の両方に熱を蓄えることができる。本報告では、短時間のプラズマパルスと高電磁熱負荷を伴う非核燃焼プラズマの初期段階から、長時間の核燃焼プラズマまで、トカマクの様々な運転モードをシミュレーションする。プラズマパルスのスケジューリングにある程度の柔軟性があれば、クライオプラントを定常熱負荷（24時間平均）のみを供給するように設計できることを示す制御アルゴリズムを導出する。このような制御システムの使用により、クライオプラントのコストを大幅に削減でき、最終プラント容量の約2分の1の非核燃焼運転能力を持つ段階的なクライオプラント建設が可能になる。