A key challenge in designing a fusion power plant is to manage the heat deposition into the central core containing superconducting toroidal field coils. Spherical tokamaks have limited space for shielding the central core from fast neutrons produced by fusion and the resulting gamma rays. This paper reports a series of three-dimensional computations using the Monte Carlo N-particle code to calculate the heat deposition into the superconducting core. For a given fusion power, this is considered as a function of plasma major radius R0, core radius rsc and shield thickness d. Computations over the ranges 0.6 m ⩽ R0 ⩽ 1.6 m, 0.15 m ⩽ rsc ⩽ 0.25 m and 0.15 m ⩽ d ⩽ 0.4 m are presented. The deposited power shows an exponential dependence on all three variables to within around 2%. The additional effects of source profile, the outer shield and shield material are all considered. The results can be interpolated to 2% accuracy and have been successfully incorporated into a system code. A possible pilot plant with 174 MW of fusion is shown to lead to a heat deposition into the superconducting core of order 30 kW. An estimate of 1.7 MW is made for the cryogenic plant power necessary for heat removal, and of 88 s running time for an adiabatic experiment where the heat deposition is absorbed by a 10 K temperature rise.
核融合発電所の設計における重要な課題の一つは、超伝導トロイダル磁場コイルを含む中心部への熱堆積を管理することである。球状トカマクは、核融合によって生成される高速中性子とそれに伴うガンマ線から中心遮蔽体を保護するための空間が限られている。本論文では、モンテカルロ粒子輸送コードを用いた一連の三次元計算により、超伝導中心部への熱堆積を評価した結果を報告する。所定の核融合出力に対して、これはプラズマ主半径R0、中心ソレノイド半径rsc、および遮蔽体厚さdの関数として考察される。0.6 m ≤ R0 ≤ 1.6 m、0.15 m ≤ rsc ≤ 0.25 m、0.15 m ≤ d ≤ 0.4 mの範囲での計算結果を示す。堆積出力は、3つの変数すべてに対して指数関数的な依存性を示し、その誤差は約2%以内である。さらに、中性子源分布、外部遮蔽体、および遮蔽体材料の追加的な影響も考慮された。これらの結果は2%の精度で補間可能であり、システムコードへの組み込みに成功した。出力174 MWの核融合出力を有する想定パイロットプラントでは、超伝導中心部への熱堆積は約30 kWになると示された。熱除去に必要な極低温プラントの出力は約1.7 MWと見積もられ、断熱実験において10 Kの温度上昇を許容する場合の運転時間は約88秒と評価された。