AbstractHT-7U superconducting tokamak is an advanced steady-state plasma physics experimental device will be built in Hefei at the Chinese Academy of Sciences, Institute of Plasma Physics (CASIPP). The HT-7U device is a full superconducting Tokamak which means that the toroidal field (TF) coils system and poloidal field coils (PF) systems are used with superconducting conductor. There are fourteen superconducting PF coils, including central selenoid, located symmetrically about the equator plane. The selenoid is supported by the case of TF coils. The NbTi cable-in-conduit conduct (CICC) cooled by supercritical helium at 4.5 K is chosen as superconductor for all of the PF and TF coils. The plasma current is ∼1 MA and the duration of the plasma is ∼10 s for ohmic heating discharge. The preliminary engineering design of PF and the results of the calculating for plasma equilibrium will be reported in this paper. The maximum capacity of the magnetic flux for PF is ∼10 Web and the stray field in plasma initiate region is quite low. The peak magnetic field in PF coils is ∼4.5 T. Three type shapes of plasma can be chosen during the operating which are shown in the result of our calculations.
HT-7U超伝導トカマクは、中国科学院プラズマ物理研究所（CASIPP）に建設される先進的な定常状態プラズマ物理実験装置である。HT-7U装置は、トロイダル磁場（TF）コイルシステムとポロイダル磁場（PF）コイルシステムに超伝導導体を用いた完全超伝導トカマクである。中央ソレノイドを含む14個の超伝導PFコイルが、赤道面に対して対称に配置されている。ソレノイドはTFコイルのケースによって支持されている。NbTiケーブル・イン・コンジット導体（CICC）が、すべてのPFおよびTFコイルの超伝導体として選定され、4.5Kの超臨界ヘリウムによって冷却される。プラズマ電流は約1MAであり、オーミック加熱放電におけるプラズマ持続時間は約10秒である。本論文では、PFの予備設計とプラズマ平衡の計算結果について報告する。PFの磁束の最大容量は約10Webであり、プラズマ生成領域における迷走磁場は極めて低い。PFコイルの最大磁場は約4.5Tである。運転中に選択可能な3種類のプラズマ形状が、我々の計算結果として示される。