AbstractThis paper describes the modification program of JT-60 towards the tokamak fusion DEMO-reactor in support of ITER. The JT-60 is planned to be modified for the superconducting tokamak, JT-60SC, to establish steady-state operation at high beta and ensure plasma applicability of ferritic steel as reduced activation materials in a reactor-relevant regime with a break-even class plasma. Main parameters of the JT-60SC device are the plasma current of 4 MA, the toroidal field of 3.8 T, the major and minor radii of 2.8 and 0.85 m, respectively, the elongation and triangularity of 1.8 and 0.35, respectively, a current flattop duration of 100 s and the total heating power of 15 MW for 100 s. Nb3Al and Nb3Sn superconducting strands with a high Cu/non-Cu ratio and NbTi strands with ∼10 μm diameter of filaments have been developed for the toroidal and poloidal superconducting coils requiring compactness and low AC losses. Full-scale cable-in-conduit cables were manufactured by automatic welding of SS316 conduits and jacketing the cables. An irradiation test for a mockup of the cost-effectively designed CFC divertor target plate has demonstrated the required high heat handling capability of ∼10 MW/m2 on the JAERI Electron Beam Irradiation Stand.
本論文は、ITERを支援するための核融合DEMO炉に向けたJT-60の改造計画について述べるものである。JT-60は、高ベータ定常運転を確立し、臨界プラズマ級のプラズマを用いて炉心相当条件における低放射化材料としてのフェライト鋼のプラズマ適用性を確保するため、超伝導トカマクJT-60SCへ改造される計画である。JT-60SC装置の主要パラメータは、プラズマ電流4 MA、トロイダル磁場3.8 T、主半径2.8 m、副半径0.85 m、伸長度1.8、三角形度0.35、電流フラットトップ時間100秒、全加熱電力15 MWを100秒間である。高Cu/非Cu比を有するNb3AlおよびNb3Sn超伝導素線と、約10 μm径のフィラメントを有するNbTi素線は、コンパクト性と低交流損失が要求されるトロイダルおよびポロイダル超伝導コイル用に開発された。実規模のケーブル・イン・コンジット導体は、SS316コンジットの自動溶接とケーブルのジャケッティングにより製造された。費用対効果に優れた設計のCFCダイバータ標的板モックアップの照射試験により、日本原子力研究所電子ビーム照射試験装置において、要求される約10 MW/m²の高熱負荷処理能力が実証された。