The Fusion Engineering Research Project (FERP) at the National Institute for Fusion Science (NIFS) is conducting conceptual design activities for the LHD-type helical fusion reactor FFHR-d1A. This paper newly defines two design options, 'basic' and 'challenging.' Conservative technologies, including those that will be demonstrated in ITER, are chosen in the basic option in which two helical coils are made of continuously wound cable-in-conduit superconductors of Nb3Sn strands, the divertor is composed of water-cooled tungsten monoblocks, and the blanket is composed of water-cooled ceramic breeders. In contrast, new ideas that would possibly be beneficial for making the reactor design more attractive are boldly included in the challenging option in which the helical coils are wound by connecting high-temperature REBCO superconductors using mechanical joints, the divertor is composed of a shower of molten tin jets, and the blanket is composed of molten salt FLiNaBe including Ti powers to increase hydrogen solubility. The main targets of the challenging option are early construction and easy maintenance of a large and three-dimensionally complicated helical structure, high thermal efficiency, and, in particular, realistic feasibility of the helical reactor.
核融合科学研究所（NIFS）における核融合工学研究プロジェクト（FERP）は、LHD型ヘリカル核融合炉FFHR-d1の概念設計活動を実施している。本論文では、「基本」オプションと「挑戦的」オプションの2つの設計オプションを新たに定義する。基本オプションでは、ITERで実証される技術を含む保守的な技術が選択され、2本のヘリカルコイルはNb3Sn超伝導ストランドを用いた連続巻きケーブル・イン・コンジット超伝導体で作製され、ダイバータは水冷タングステンモノブロックで構成され、ブランケットは水冷セラミック増殖材で構成される。一方、挑戦的オプションでは、炉設計をより魅力的にする可能性のある新しいアイデアが大胆に取り入れられ、ヘリカルコイルは機械的接合を用いた高温REBCO超伝導体の接続により巻線され、ダイバータは溶融スズジェットのシャワーで構成され、ブランケットは水素溶解度を高めるためのTi粉末を含む溶融塩FLiNaBeで構成される。挑戦的オプションの主な目標は、大型かつ三次元的に複雑なヘリカル構造の早期建設と容易な保守、高熱効率、そして特にヘリカル炉の現実的な実現可能性である。