AbstractThe main feature of FFHR is force-free-like configuration of helical coils, which makes it possible to simplify the coil supporting structure and to use high magnetic field instead of high plasma beta. The other feature is the selection of molten-salt Flibe as a self-cooling tritium breeder from the main reason of safety. Collaboration works based on the LHD project have made great progress in the reactor studies by focusing on engineering aspects of the high magnetic field and Flibe system design. Encouraging positive results are shown on ignition access, mechanical stress in coils supporting structures, improvement in the blanket system including materials selection and tritium recovery. Critical issues on fundamental safety analysis and maintainability of reactor components are also discussed, and many subjects are pointed out as future works.
抄録 FFHRの主な特徴は、ヘリカルコイルのフォースフリーライクな配位であり、これによりコイル支持構造を簡素化し、高磁場の利用を可能にしている。もう一つの特徴は、高ベータプラズマの代わりに溶融塩フリーベをトリチウム増殖材として選択したことである。この設計は、LHDの物理的・技術的成果に基づいており、ヘリカル型核融合炉の工学設計における主要な課題に対処するものである。本論文では、高磁場およびコイル支持構造における機械的応力に関連する工学的側面に焦点を当て、ブランケットシステムを含む材料選択とトリチウム回収の課題について考察する。臨界プラズマへの点火達成、コイルの機械的応力、ブランケットシステムの材料選択とトリチウム回収、安全性解析、および炉構成要素の保守性に関する基本的な問題についても議論し、多くの課題が今後の研究対象として指摘されている。