AbstractThe ARIES-RS tokamak is a conceptual, D–T-burning 1000 MWe power plant. As with earlier ARIES design studies, the final design of ARIES-RS was obtained in a self-consistent manner using the best available physics and engineering models. Detailed analyses of individual systems together with system interfaces and interactions were incorporated into the ARIES systems code in order to assure self-consistency and to optimize towards the lowest cost system. The ARIES-RS design operates with a reversed-shear plasma and employs a moderate aspect ratio (A=4.0). The plasma current is relatively low (Ip=11.32 MA) and bootstrap current fraction is high (fBC=0.88). Consequently, the auxiliary power required for RF current drive is relatively low (∼80 MW). At the same time, the average toroidal beta is high (β=5%), providing power densities near practical engineering limits (the peak neutron wall loading is 5.7 MW m−2). The toroidal-field (TF) coil system is designed with relatively `conventional' materials (Nb3Sn and NbTi conductor with 316SS structures), and is operated at a design limit of ∼16 T at the coil in order to optimize the design point. The ARIES-RS design uses a self-cooled lithium blanket with vanadium alloy as the structural material. The V-alloy has low activation, low afterheat, high temperature capability and can handle high heat flux. A self-cooled liquid lithium blanket is simple, and with the development of an insulating coating, has low operating pressure. Also, this blanket gives excellent neutronics performance. Detailed analysis has been performed to minimize the cost and maximize the performance of the blanket and shield. One of the distinctive features of this design is the integration of the first wall, blanket, parts of the shield, divertor and stability shells into an integral unit within each sector. The maintenance scheme consists of horizontal removal of entire sectors. Prior to the initiation of the ARIES-RS study, a set of top-level requirements and goals for fusion demonstration and commercial power plants was evolved in collaboration with representatives from US electric utilities and from industry. The degree to which ARIES-RS reached these requirements and goals and the necessary trade-offs are described and the high-leverage areas and key R&D items are presented.
抄録 ARIES-RSトカマクは、概念設計段階にあるD-T燃焼方式の1000 MWe級発電プラントである。これまでのARIES設計研究と同様に、ARIES-RSの最終設計は、利用可能な最良の物理モデルと工学的モデルを用いて自己無撞着な方法で得られた。個々のシステムの詳細な解析と、システム間のインターフェースおよび相互作用をARIESシステムコードに組み込むことにより、自己無撞着性を確保し、最低コストのシステムへの最適化を図った。ARIES-RS設計は、逆転シアープラズマで運転され、適度なアスペクト比（A=4.0）を採用している。プラズマ電流は比較的低く（Ip=11.32 MA）、ブートストラップ電流分率は高い（fBC=0.88）。その結果、RF電流駆動に必要な補助電力は比較的低く（約80 MW）なっている。同時に、平均トロイダルベータは高く（β=5%）、ピーク中性子壁負荷が5.7 MW m⁻²という実用的な工学的限界に近い電力密度を提供する。トロイダル磁場（TF）コイルシステムは、比較的「従来型」の材料（Nb₃SnおよびNbTi導体、316SS構造材）で設計され、設計点を最適化するためにコイルでの設計限界は約16 Tに設定されている。ARIES-RS設計では、バナジウム合金を構造材料とする自己冷却型液体リチウムブランケットを採用している。このV合金は、低放射化、低余熱、高温耐性を有し、高い熱流束に対応できる。自己冷却型液体リチウムブランケットは構造が単純であり、絶縁被覆の開発により低圧運転が可能となる。さらに、このブランケットは優れた中性子工学性能を発揮する。ブランケットと遮蔽体のコスト最小化と性能最大化を図るため、詳細な解析が実施された。この設計の特徴の一つは、各セクター内において第一壁、ブランケット、遮蔽体の一部、ダイバータ、および安定化シェルを一体型ユニットとして統合したことである。保守方式は、セクター全体を水平方向に取り外す方式を採用している。ARIES-RS研究の開始に先立ち、米国の電力会社および産業界との協力のもと、核融合実証炉および商業発電プラントに対するトップレベルの要件と目標が策定された。ARIES-RSがこれらの要件と目標をどの程度達成したか、必要なトレードオフ、ならびに重要な重点分野と主要な研究開発項目について述べる。