AbstractARIES-ST is a 1000 MW fusion power plant conceptual design based on a low aspect ratio ‘spherical torus’ (ST) plasma. The plasma-facing components include the inboard and outboard first wall, divertor plates, and plasma stability plates. Several unique aspects of ST plasma influence the engineering design. The limited inboard space precludes a full inboard divertor slot, such that substantial power and particle flows are expected to impact the inboard first wall. Strong requirements on plasma vertical stability require close-in conductors. The use of He-cooled tungsten for the stability plates allows them to act as plasma-interactive components operating at high temperature and moderately high (1–2 MW/m2) heat flux. High plasma core radiation fraction and a natural tendency for low inboard transport losses help to alleviate these inboard problems, such that the peak power loads are not expected to exceed the capability of He-cooled tungsten and steel structures. The main features of the plasma-facing components are summarized here together with the analysis of their thermal hydraulic and thermomechanical performance.
要旨 ARIES-STは、低アスペクト比の「球状トーラス」(ST)プラズマに基づく1000 MW核融合発電所の概念設計である。プラズマ対向機器には、内側および外側の第一壁、ダイバータ板、およびプラズマ安定化板が含まれる。STプラズマのいくつかの独自の側面が、工学設計に影響を与える。限られた内側スペースにより、完全な内側ダイバータスロットが不可能となり、その結果、かなりの電力および粒子流が内側第一壁に影響を与えると予想される。プラズマの垂直安定性に対する強い要件により、近接導体が必要となる。安定化板にヘリウム冷却タングステンを使用することで、高温かつ中程度に高い(1–2 MW/m2)熱流束で動作するプラズマ相互作用部品として機能することが可能となる。高いプラズマコア放射割合と、内側輸送損失が低いという自然な傾向が、これらの内側の問題を軽減するのに役立ち、その結果、ピーク電力負荷はヘリウム冷却タングステンおよび鋼構造物の能力を超えないと予想される。プラズマ対向機器の主な特徴は、それらの熱水力および熱機械性能の解析とともに、ここに要約される。