AbstractThe reversed shear plasma configuration is examined as the basis for a tokamak fusion power plant. Analysis of plasma equilibrium and ideal MHD stability, bootstrap current and current drive, plasma vertical stability and position control, divertor physics and plasma power balance are used to determine the operating point parameters that maximize fusion power density and minimize the recirculating power fraction. The final plasma configuration for the ARIES-RS power plant obtains β of 4.96%, plasma driven current fraction of 91%, plasma current of 11.3 MA, toroidal field of 8.0 T and major and minor radius of 5.5 and 1.4 m. The current drive system utilizes fast wave, lower hybrid and high frequency fast wave current drive to obtain maximum current profile flexibility, requiring ≤80 MW of power. A divertor solution is found which employs neon impurity injection to enhance the radiation in the scrape-off layer (SOL) and divertor and results in a combined particle and heat load in the divertor of ≤6 MW m−2. The plasma is driven with a Q of 25 and is at a thermally stable operating point. The plasma is assumed to be in an ELMy H-mode, with low amplitude and high frequency ELMs.
反転シアプラズマ配位は、トカマク核融合発電所の基盤として検討される。プラズマ平衡と理想MHD安定性、ブートストラップ電流と電流駆動、プラズマ垂直安定性と位置制御、ダイバータ物理、およびプラズマ動力バランスの解析を用いて、核融合出力密度を最大化し、再循環動力割合を最小化する運転点パラメータを決定する。ARIES-RS発電所の最終プラズマ配位は、β=4.96%、プラズマ駆動電流割合91%、プラズマ電流11.3 MA、トロイダル磁場8.0 T、主半径および副半径5.5 mおよび1.4 mを達成する。電流駆動システムは、高速波、低域混成波、および高周波高速波電流駆動を利用して、最大の電流分布柔軟性を得るために、必要電力は≤80 MWである。ダイバータ解は、スクレイプオフ層(SOL)およびダイバータにおける放射を増強するためにネオン不純物注入を採用し、その結果、ダイバータにおける粒子および熱負荷の合計は≤6 MW m⁻²となる。プラズマはQ=25で駆動され、熱的に安定な運転点にある。プラズマはELMy Hモード状態にあると仮定され、低振幅かつ高周波数のELMを伴う。