To best utilize the built-in helical divertors in the heliotron-type fusion energy reactor, we propose a new divertor sweeping scheme that reduces both the divertor heat flux and erosion of the divertor plates. This scheme employs a small set of helical coils, which we term helical divertor coils. The divertor legs can be moved by modulating the current amplitude of helical divertor coils by a few per cent of the current amplitude of the main helical coils. Despite the movement of the divertor legs, this scheme changes the magnetic surfaces very little. The strike point width is increased to ∼800 mm and rapid sweeping reduces the time-averaged heat flux to a <1 MW m−2 level with a total power flow of ∼600 MW to the divertor regions for a fusion power of 3 GW. Divertor plate erosion is reduced, enabling the replacement cycle to be significantly prolonged. We propose that the helical divertor coils be fabricated using YBCO high-temperature superconductors and be constructed in prefabricated segments that are joined on site.
ヘリオトロン型核融合炉に備わるダイバータを最大限に活用するため、ダイバータ熱負荷とダイバータ板の損耗の両方を低減する新たなダイバータ掃引方式を提案する。本方式では、ヘリカルダイバータコイルと称する小型のコイル群を採用する。ダイバータ脚部は、主ヘリカルコイル電流の数パーセントの振幅でヘリカルダイバータコイル電流を変調することにより移動させることができる。ダイバータ脚部の移動にもかかわらず、本方式は磁気面をほとんど変化させない。ストライク点幅は約800 mmに拡大され、高速掃引により時間平均熱流束は1 MW m⁻²未満に低減される。核融合出力3 GW時におけるダイバータ領域への総電力流は約600 MWである。ダイバータ板の損耗は低減され、交換周期を大幅に延長できる。本方式では、ヘリカルダイバータコイルをYBCO高温超伝導体を用いて製作し、現場で接続するプレハブ方式のセグメント構造とすることを提案する。