AbstractThe DREAM (DRastically EAsy Maintenance) Tokamak is a fusion power plant which is designed from the viewpoint of maintenance feasibility. For this purpose, the DREAM reactor uses a plasma with a very high aspect ratio (A) and adopts SiC as a structural material. The choice of SiC affects the design of the core plasma, i.e. large inboard shield thickness, low synchrotron radiation reflectivity, and small plasma elongation for positional stability. The objectives of this study are to explore the feasibility of a high-A device, such as a power plant, and to clarify the technological impact of SiC material on the plasma design. Plasma size is optimized by the physics guidelines similar to ITER. The plasma major and minor radii of DREAM are 16 m and 2 m, respectively, and the average neutron wall load is 2.5 MW m−2, the maximum toroidal field is 20 T, and the fusion power is 5.5 GW. Steady-state operation is obtained with 50 MW of external current-drive power and 90% bootstrap current. The divertor heat load is estimated to be about 10 MW m−2. A radiative divertor concept is adopted to achieve a low divertor plasma temperature. The DREAM Tokamak concept is found to be a possible candidate for a future power plant with more than 5 GW of fusion power and an acceptable divertor condition.
DREAM（DRastically EAsy Maintenance）トカマクは、保守実現性の観点から設計された核融合発電プラントである。この目的のため、DREAM炉は非常に高いアスペクト比（A）を有するプラズマを使用し、構造材料としてSiCを採用している。SiCの選択は、中心プラズマの設計に影響を及ぼす。すなわち、内側遮蔽体の厚さが大きくなり、シンクロトロン放射の反射率が低くなり、位置安定性のためのプラズマ伸長度が小さくなる。本研究の目的は、発電プラントなどの高アスペクト比装置の実現可能性を探求し、プラズマ設計に対するSiC材料の技術的影響を明らかにすることである。プラズマサイズは、ITERと同様の物理的指針に基づいて最適化されている。DREAMのプラズマ主半径は16 m、副半径は2 mであり、平均中性子壁負荷は2.5 MW m−2、最大トロイダル磁場は20 T、核融合出力は5.5 GWである。定常運転は、50 MWの外部電流駆動電力と90%のブートストラップ電流によって達成される。ダイバータ熱負荷は約10 MW m−2と推定される。低いダイバータプラズマ温度を実現するために、放射ダイバータの概念が採用されている。DREAMトカマクの概念は、5 GWを超える核融合出力と許容可能なダイバータ条件を備えた将来の発電プラントの有力な候補であることが示された。