AbstractThis paper surveys the status of the design of the in-vessel components for ITER, in particular the major components, namely the vacuum vessel, blanket and first wall, and divertor, and the interface of selected ancillary systems such as those used for RF heating and current drive, and for diagnostics. The vacuum vessel is a double-walled structure constructed from two toroidal shells joined by ribs. The space between the skins is filled with shield plates directly cooled by water. The structural material is 316 LN IG (ITER grade). Toroidal supports joining the vessel midplane ports with the TF structure limit possible differential toroidal displacements, as might occur due to seismic or vertical displacement events (VDEs). A variety of load conditions corresponding to normal and off-normal loads have been considered and in all cases peak vessel stresses are within allowables. The blanket system consists of approximately 700 modules, each weighing ∼4 t. The integrated first wall consists of a beryllium-tiled copper mat bonded to the water-cooled SS shield block. The copper mat functions as a heat sink and has imbedded in it an array of SS tubes providing water cooling. The modules are mechanically attached to a toroidal backplate. Loads due to centered disruptions are reacted via hoop stress in the backplate, whereas net vertical and horizontal loads such as those arising from VDEs are transferred through the backplate and divertor supports to the vessel. A double-wall backplate has been selected owing to structural advantages, longer coolant hold up times, and simplification of the manifold layout. Breeding blanket modules have been designed to replace the shield blanket modules within the same dimensional envelope. A solid breeder has been selected as reference breeder material. TBRs=0.8 are calculated which, together with tritium supplied from external sources, should permit a sufficient tritium supply for the EPP. The divertor design is based on a vertical target configuration. With the addition of a modest impurity fraction the divertor plasma is expected to detach from the target plates along the separatrix. The semi-detached mode of operation lowers the peak heat flux from ≥ 30 to ≤5 MW m−2. The high-heat flux (HHF) components in the divertor consist of a water-cooled copper heat sink with CFC and W tiles. A number of methods of joining CFCs, W and Be to copper are being successfully developed in the R&D program. Component testing has indicated that a heat removal of 20 MW m−2 is achievable. The divertor consists of 60 cassettes mounted on toroidal rails anchored to the bottom of the vessel. The HHF components are mounted on these cassettes and are designed to be replaceable in a hot cell. Both the blanket modules and the divertor cassettes are designed to facilitate remote replacement, with minimal turn-around time. ICRF, ECRF and NBI heating and current drive systems are under design, each at a nominal power level of 50 MW. Problems and solutions associated with RF and diagnostic interfaces are illustrated by description of the integration of ECRF, ICRF and LIDAR diagnostic systems.
本論文は、ITERの容器内構成機器、特に真空容器、ブランケット、ダイバータといった主要構成機器と、RF加熱・電流駆動や計測などの選択された補助システムとのインターフェースに関する設計の現状を概説するものである。真空容器は二重壁構造であり、2つのトロイダルシェルがリブで接合されて構成される。シェル間の空間には、直接水冷される遮蔽板が充填される。構造材料は316 LN IG（ITERグレード）である。トロイダル支持部は、容器の赤道面ポートとTF構造を接続し、地震時や垂直変位事象（VDE）時に発生し得るトロイダル方向の差動変位を制限する。通常時および異常時の多様な荷重条件を考慮し、いずれの場合においても容器のピーク応力は許容値内に収まる。ブランケットシステムは約700個のモジュールで構成され、各モジュールの重量は約4トンである。一体型第一壁は、水冷ステンレス鋼遮蔽ブロックに接合されたベリリウムタイル張り銅マットからなる。銅マットはヒートシンクとして機能し、その中に水冷用のステンレス鋼管が埋め込まれている。モジュールはトロイダルバックプレートに機械的に取り付けられる。中心荷重はバックプレートのフープ応力によって支持され、VDEに起因する正味の垂直荷重および水平荷重は、バックプレートとダイバータ支持部を介して容器に伝達される。二重壁バックプレートは、構造上の利点、冷却材保持時間の延長、マニホールド配置の簡素化により採用された。増殖ブランケットモジュールは、遮蔽ブランケットモジュールと同一の寸法範囲内で交換可能なように設計されている。固体増殖材が基準増殖材として選定された。計算上の増殖比（TBR）は0.8であり、外部からのトリチウム供給と併せて、EPP（工学実証段階）に十分なトリチウム供給が可能となる見込みである。ダイバータ設計は垂直ターゲット構成に基づく。不純物を適度に添加することにより、ダイバータプラズマはセパラトリクスに沿ってターゲット板からデタッチすることが期待される。半デタッチ運転モードにより、ピーク熱流束は30 MW/m²以上から5 MW/m²以下に低減される。ダイバータの高熱流束（HHF）構成要素は、水冷銅ヒートシンクにCFCおよびWタイルを接合した構造からなる。CFC、W、およびBeを銅に接合するための複数の手法が、R&Dプログラムにおいて開発中である。構成要素試験により、20 MW/m²の除熱が達成可能であることが示されている。ダイバータは60個のカセットで構成され、容器底部に固定されたトロイダルレール上に搭載される。HHF構成要素はこれらのカセットに取り付けられ、ホットセル内で交換可能なように設計されている。ブランケットモジュールとダイバータカセットはともに、遠隔交換を容易にし、交換時間を最小化するように設計されている。ICRF、ECRF、およびNBI加熱・電流駆動システムは、それぞれ公称出力50 MWで設計中である。RFおよび計測インターフェースに関連する問題点と解決策は、ECRF、ICRF、およびLIDAR計測システムの統合の説明を通じて示される。