AbstractThis paper presents aspects of the conceptual design of the vessel and in-vessel components of the spherical tokamak power plant. Some of the critical parameters for power plant operation and design of the first wall, blanket and shield, are the sufficient production of tritium needed for sustaining the fusion reaction, the neutron and photon heating rates of the various components and the displacement damage of the structural material. The concept under consideration is of the double null configuration, operating at 4.0 GW of fusion power, with an aspect ratio of 1.4, and a wall loading at the midplane of 5 MW m−2. The structural material is assumed to be 9% Cr–martensitic stainless steel, and the coolant helium gas, with the exception of the copper alloy central column which is pressurised water cooled and uses vanadium alloy as the structural material. The neutron multiplier and tritium generating materials are varied to optimise tritium production, the preferred option being a combination of beryllium and lithium oxide. Taking into consideration the relatively severe thermal and neutron induced loading in the spherical tokamak, the main features of this design are the first wall structure which is independent of the blanket, and the radial ribs that occupy all the space under the toroidal field coils. Detailed neutronics calculations have been carried out, in both one (radial, infinite cylinders) and two (radial-poloidal, toroidally axisymmetric) dimensions, to obtain the neutron spectrum, heating rates, tritium generation and displacement damage at various locations around the machine. In one-dimensional calculations the tritium generation ratio values are in the range of 1–1.5 depending on several factors, such as the first wall thickness and multiplier to tritium generating materials ratio in the blanket. The two-dimensional calculations, with a mixture ratio of beryllium to lithium oxide 4 : 1, result in a tritium generation ratio of 1.34, which is within the design target. Of importance are the materials used as a shield for the central column. Various shields have been analysed and one concept that gave good results was the combination of tungsten–carbide, and vanadium alloy with helium cooling. The results of neutronic calculations for the displacement damage give a maximum dose at the first wall of 55 dpa year−1 for the martensitic steel and 2.1 dpa year−1 for the outer layer of the copper alloy central column at the midplane. These dose values give in-service lifetimes within the minimum design target of 2 years for the structural material and 6 years for the copper alloy in the central column.
本論文は、球状トカマク発電プラントの容器および容器内コンポーネントの概念設計に関する諸側面を提示するものである。発電プラントの運転および第一壁、ブランケット、遮蔽体の設計における重要パラメータの一部は、核融合反応を持続させるために必要なトリチウムの十分な生成、各種コンポーネントの中性子および光子加熱率、ならびに構造材料の変位損傷である。検討対象の概念は、アスペクト比1.4、赤道面における壁負荷5 MW m⁻²、核融合出力4.0 GWで運転されるダブルヌル配位である。構造材料は9%Cr-マルテンサイト鋼と想定され、冷却材はヘリウムガスであるが、銅合金製中心柱は加圧水冷却であり、バナジウム合金を構造材料として使用する。中性子増倍材およびトリチウム生成材料はトリチウム生成を最適化するために変更され、好適な選択肢はベリリウムと酸化リチウムの組み合わせである。球状トカマクにおける比較的厳しい熱負荷および中性子誘起負荷を考慮し、本設計の主な特徴は、ブランケットから独立した第一壁構造と、トロイダル磁場コイル下方の全空間を占める半径方向リブである。詳細な中性子計算は、一次元（半径方向、無限円筒）および二次元（半径方向-ポロイダル方向、トロイダル方向軸対称）の両方で実施され、装置周辺の各位置における中性子スペクトル、加熱率、トリチウム生成量、変位損傷が求められた。一次元計算では、トリチウム生成比は、第一壁厚さやブランケット内の増倍材とトリチウム生成材料の比率などのいくつかの要因に依存して、1〜1.5の範囲にある。二次元計算では、ベリリウムと酸化リチウムの混合比4：1の場合、トリチウム生成比は1.34となり、設計目標値の範囲内である。中心柱の遮蔽材料が重要であり、各種遮蔽体が分析されたが、良好な結果を示した一案は、タングステンカーバイドとヘリウム冷却バナジウム合金の組み合わせである。変位損傷に関する中性子計算の結果、第一壁における最大線量はマルテンサイト鋼で55 dpa/年、銅合金製中心柱の外層では赤道面において2.1 dpa/年である。これらの線量値から、構造材料の最小設計目標寿命は2年、中心柱の銅合金では6年となる。