The optimum conceptual design of tokamak with normal conductor coils was studied for minimizing the cost for producing a given neutron flux by using a system code, PEC. It is assumed that the fusion neutrons are used for burning transuranics from the fission reactor spent fuel in the blanket and a fraction of the generated electric power is circulated to opearate the tokamak with moderate plasma fusion gain. The plasma performance was assumed to be moderate ones; in the aspect ratio and . The circulating power is an important factor affecting the cost. Though decreasing the aspect ratio is useful to raise the plasma beta and decrease the toroidal field, the maximum field in the coil starts to rise in the very low aspect ratio range and then the circulating power increases with decrease in the plasma aspect ratio below , while the construction cost increases with . As a result, the cost per neutron has its minimum around , namely, between ST and the conventional tokamak. The average circulating power fraction is expected to be ~51%.
常伝導コイルを備えたトカマクの最適概念設計は、システムコードPECを用いて、所定の中性子束を生成するためのコストを最小化する観点から研究された。核融合中性子は、ブランケット内で核分裂炉の使用済み燃料からの超ウラン元素を燃焼させるために使用され、発電電力の一部は、中程度のプラズマ核融合利得でトカマクを運転するために循環されると仮定されている。プラズマ性能は中程度のものと仮定された。すなわち、アスペクト比 および において。循環電力はコストに影響する重要な因子である。アスペクト比を下げることはプラズマベータを高めトロイダル磁場を下げるのに有用であるが、コイル内の最大磁場は非常に低いアスペクト比領域で上昇し始め、その結果、循環電力はプラズマアスペクト比 が 以下に減少するにつれて増加する一方、建設費は とともに増加する。結果として、中性子あたりのコストは、 付近、すなわちSTと従来型トカマクの間で最小となる。平均循環電力割合は約51%になると期待される。