JPH0196590A - Diverter plate supporting device - Google Patents
Diverter plate supporting deviceInfo
- Publication number
- JPH0196590A JPH0196590A JP62254152A JP25415287A JPH0196590A JP H0196590 A JPH0196590 A JP H0196590A JP 62254152 A JP62254152 A JP 62254152A JP 25415287 A JP25415287 A JP 25415287A JP H0196590 A JPH0196590 A JP H0196590A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- diverter plate
- diverter
- support
- plasma
- vacuum vessel
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Pending
Links
- 239000012535 impurity Substances 0.000 claims abstract description 9
- 238000004544 sputter deposition Methods 0.000 claims abstract description 4
- 230000004927 fusion Effects 0.000 claims description 6
- 230000008646 thermal stress Effects 0.000 abstract description 7
- 238000001816 cooling Methods 0.000 abstract description 5
- 230000007935 neutral effect Effects 0.000 description 4
- 239000002245 particle Substances 0.000 description 4
- YZCKVEUIGOORGS-OUBTZVSYSA-N Deuterium Chemical compound [2H] YZCKVEUIGOORGS-OUBTZVSYSA-N 0.000 description 3
- 239000002826 coolant Substances 0.000 description 3
- 238000002347 injection Methods 0.000 description 3
- 239000007924 injection Substances 0.000 description 3
- 229910052805 deuterium Inorganic materials 0.000 description 2
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 2
- 239000001307 helium Substances 0.000 description 2
- 229910052734 helium Inorganic materials 0.000 description 2
- SWQJXJOGLNCZEY-UHFFFAOYSA-N helium atom Chemical compound [He] SWQJXJOGLNCZEY-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- NJPPVKZQTLUDBO-UHFFFAOYSA-N novaluron Chemical compound C1=C(Cl)C(OC(F)(F)C(OC(F)(F)F)F)=CC=C1NC(=O)NC(=O)C1=C(F)C=CC=C1F NJPPVKZQTLUDBO-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- YZCKVEUIGOORGS-NJFSPNSNSA-N Tritium Chemical compound [3H] YZCKVEUIGOORGS-NJFSPNSNSA-N 0.000 description 1
- 239000003795 chemical substances by application Substances 0.000 description 1
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 1
- 239000000446 fuel Substances 0.000 description 1
- 238000010438 heat treatment Methods 0.000 description 1
- 150000002431 hydrogen Chemical class 0.000 description 1
- 229910052739 hydrogen Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000001257 hydrogen Substances 0.000 description 1
- 238000012986 modification Methods 0.000 description 1
- 230000004048 modification Effects 0.000 description 1
- 238000002294 plasma sputter deposition Methods 0.000 description 1
- 238000004904 shortening Methods 0.000 description 1
- 229910052722 tritium Inorganic materials 0.000 description 1
Classifications
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/10—Nuclear fusion reactors
Abstract
Description
【発明の詳細な説明】
［発明の目的コ
（産業上の利用分野）
本発明は、核融合装置における真空容器内で生成される
Ｈｅやプラズマのス・臂ツタリングにより生じる不純物
を除去するダイバータ板の支持装置に関するものである
。Detailed Description of the Invention [Purpose of the Invention (Field of Industrial Application) The present invention provides a diverter plate for removing impurities caused by helium and plasma stagnation generated in a vacuum vessel in a nuclear fusion device. The present invention relates to a supporting device.
（従来の技術）
第５図は、−数的なトーラス型核融合装置の概要を縦断
面図にて示したものである。図において、本装置はペー
ス１上にプラズマ３の加熱及び制御を行なうポロイダル
磁場コイル４とダイバータコイル５．及びプラズマ３を
閉じ込めるトロイダル磁場コイル６の内側に中空ドーナ
ツ型の真空容器７内に、例えばヘリウムのような冷却剤
を供給して熱交換するブランケット８の内側に、燃料と
して重水素若しくは三重水素を入れてプラズマ３を生成
するとともに、上記真空容器７の下部７ａに遮蔽筒体９
に嵌装し、この遮蔽筒体９の内側に上記ダイバータコイ
ル５に接続され、冷却管ヘッダー１０に支持された各ダ
イバータ板１ノにプラズマ３より引出されたプラズマの
一部３ ａ （Ｈｅ等の不純物）を当て、さらに上記遮
蔽筒体９の開口部９ａに排気管１２を介して排気ポンプ
１３を設け、上記排気管１２の上位の上記真空容器７に
中性粒子入射装置１４を設置したものである。(Prior Art) FIG. 5 is a vertical sectional view showing an outline of a numerical torus type nuclear fusion device. In the figure, this device includes a poloidal magnetic field coil 4 for heating and controlling plasma 3 on a pace 1, a diverter coil 5. Deuterium or tritium is supplied as a fuel to a hollow donut-shaped vacuum container 7 inside a toroidal magnetic field coil 6 that confines the plasma 3, and inside a blanket 8 that exchanges heat by supplying a coolant such as helium. At the same time, a shielding cylinder 9 is placed in the lower part 7a of the vacuum container 7.
A portion of the plasma 3 a (He, etc. Further, an exhaust pump 13 was installed in the opening 9a of the shielding cylinder 9 via an exhaust pipe 12, and a neutral particle injection device 14 was installed in the vacuum vessel 7 above the exhaust pipe 12. It is something.
よって、上述した核融合装置は真空容器７内に重水素等
を入れておき、他方、上記ボロイダル磁場コイル４、ダ
イバータコイル５及びトロイダル磁場コイル６に電流を
供給し、上記真空容器７内の重水素等をプラズマ３に言
換すると共に、真空容器７内に中性粒子入射装置１４で
中性粒子を照明Ｌテア’ラズマ３を２次加熱し、このプ
ラズマ３に生じた熱エネルギーをブランケット８内に流
れる冷却剤と熱交換し、この熱交換した冷却剤を装置外
に取出して、これにより、例えばタービンを駆動し得る
ようになっている。また一方、真空容器７内のプラズマ
３のスパッタリングによシ生じる不純物は、プラズマ発
生効率を低減させるばかりでなく、真空容器７の表面を
高熱による損傷する原因となる。そして、この損傷の原
因となる不純物を除去するためにダイバータ板１１が設
けられておシ、ダイバータ板１１に不純物を当てて除去
するものである。Therefore, in the above-described nuclear fusion device, deuterium or the like is placed in the vacuum vessel 7, and on the other hand, current is supplied to the voloidal magnetic field coil 4, diverter coil 5, and toroidal magnetic field coil 6, and the heavy hydrogen in the vacuum vessel 7 is supplied with current. Hydrogen, etc. are converted into plasma 3, and the neutral particles are heated inside the vacuum vessel 7 using the neutral particle injection device 14. Heat is exchanged with the coolant flowing inside, and the heat-exchanged coolant is taken out of the device so that it can, for example, drive a turbine. On the other hand, impurities generated by sputtering of the plasma 3 in the vacuum vessel 7 not only reduce plasma generation efficiency but also cause damage to the surface of the vacuum vessel 7 due to high heat. In order to remove impurities that cause this damage, a diverter plate 11 is provided, and the impurities are removed by applying the impurities to the diverter plate 11.
第６図は、従来のダイバータ板１１の概要を示すもので
ある。図において、ダイバータ板１１はプラズマから大
きな熱負荷と、ダイバータ板１１に発生するうず電流が
大きな電磁力となって作用する。ダイバータ板１１は、
第６図に示すように長尺の板が複数トーラス方向に並び
、冷却管ヘッダー１０とサブヘッダー１０ａ及びダイバ
ータ板１１の下面に取付けた支持架台１５により支持さ
れている。また、ダイバータ板１１は複数枚を１ブロツ
クとし、トーラス方向に複数個のブロンクにより構成さ
れている。FIG. 6 shows an outline of a conventional diverter plate 11. In the figure, the diverter plate 11 receives a large heat load from the plasma and the eddy current generated in the diverter plate 11 acts as a large electromagnetic force. The diverter plate 11 is
As shown in FIG. 6, a plurality of long plates are arranged in a torus direction and supported by a support frame 15 attached to the lower surface of the cooling pipe header 10, subheader 10a, and diverter plate 11. Further, a plurality of diverter plates 11 constitute one block, and are composed of a plurality of broncs in the torus direction.
第７図は、従来のダイバータ板支持構成の詳細を示すも
のである。図において、ダイバータ板１１に取付けた支
持座１６を真空容器７から支持された支持部材１７およ
び支持座、支持部材間にスプリング１８と連結ボルト１
９を介した構成となっている。FIG. 7 shows details of a conventional diverter plate support structure. In the figure, a support seat 16 attached to a diverter plate 11 is supported by a support member 17 supported from a vacuum container 7, and a spring 18 and a connecting bolt 1 are connected between the support seat and the support member.
It is configured through 9.
（発明が解決しようとする問題点）
熟年ら、かかる支持構成の場合にはプラズマからの熱負
荷による熱応力を抑えることはできるが、うず電流によ
る電磁力を支持するには支持架台１２を各ダイバータ板
毎に取付けなければならないため、その個数が増えて組
立に相当の時間を費やしてしまうという問題がある。(Problem to be Solved by the Invention) According to Jukutoshi et al., in the case of such a support configuration, it is possible to suppress thermal stress due to thermal load from plasma, but in order to support the electromagnetic force due to eddy current, it is necessary to separate the support pedestals 12 from each other. Since they must be attached to each diverter plate, there is a problem in that the number of pieces increases and it takes a considerable amount of time to assemble them.
本発明の目的は、ダイバータ板に作用するプラズマから
の熱負荷による熱応力を抑えると共に、うず電流による
電磁力をも同時にかつ確実に支持して組立時間の短縮化
を図ることが可能なダイバータ板支持装置を提供するこ
とにある。An object of the present invention is to provide a divertor plate that can suppress thermal stress due to heat load from plasma acting on the divertor plate, and simultaneously and reliably support electromagnetic force due to eddy current, thereby shortening assembly time. The object of the present invention is to provide a support device.
［発明の構成コ
（問題点を解決するための手段）
上記の目的を達成するために本発明では、真空容器内に
そこで生成されるプラズマのスパッタリングにより発生
する不純物を除去するための複数のダイバータ板を備え
て成る核融合装置において、ダイバータ板の片面に取付
けた支持座と、−端が真空容器に取付けられ弾性体、ボ
ルトを介して他端により支持座を支持する支持部材と、
ダイバータ板群を連結する連結スタッドと、ダイバータ
板に取付けた連結スタッド受けとから構成している。[Configuration of the Invention (Means for Solving the Problems)] In order to achieve the above object, the present invention includes a plurality of diverters in a vacuum container for removing impurities generated by sputtering of plasma generated therein. A fusion device comprising a plate, a support seat attached to one side of the diverter plate, a support member whose one end is attached to the vacuum vessel and whose other end supports the support seat via an elastic body and a bolt;
It consists of a connecting stud that connects a group of diverter plates, and a connecting stud receiver attached to the diverter plate.
（作用）
従って、本発明においては、ダイバータ板の片面に取付
けた支持座と、真空容器に取付けられた支持部材にて支
持されることにより、プラズマからの熱負荷により発生
する熱応力を抑えることができる。また、これと共にダ
イバータ板に取付けた連結スタッドおよび連結スタッド
受けにより、うず電流によって発生するダイバータ板１
１を回転させるような電磁力を、抑えることが可能とな
る。(Function) Therefore, in the present invention, the diverter plate is supported by the support seat attached to one side and the support member attached to the vacuum vessel, thereby suppressing the thermal stress generated by the heat load from the plasma. Can be done. In addition, the connecting stud and connecting stud receiver installed on the diverter plate prevent the diverter plate 1 from being generated by eddy current.
It becomes possible to suppress the electromagnetic force that would cause rotation of 1.
（実施例）
以下、本発明を第１図〜第４図に示す一実施例について
説明する。(Example) Hereinafter, an example of the present invention shown in FIGS. 1 to 4 will be described.
第１図は、本発明によるダイバータ板を示す図、第２図
は同じくダイ１パータ板支持装置を示す図、第３図は第
１図、第２図における連結スタッドおよび連結スタッド
受けを示す拡大図、第４図はダイバータ板断面の拡大図
を示すものである。FIG. 1 is a view showing a diverter plate according to the present invention, FIG. 2 is a view also showing a die 1 parter plate support device, and FIG. 3 is an enlarged view showing a connecting stud and a connecting stud receiver in FIGS. 1 and 2. FIG. 4 shows an enlarged view of the cross section of the diverter plate.
図において、１１はプラズマのスパッタリングより発生
する不純物を吸着除去するダイバータ板、１０．１０８
は夫々ダイバータ板を冷却する冷却管ヘッダー、サブヘ
ッダーである。また、１６はダイバータ板１ノの片面に
取付けた支持座、１７はこの支持座１６を支持する、真
空容器７に取付けた支持部材で、この支持部材１７にク
ツションの役割を果す（スプリング）１８を支持座１６
との間に設置する。さらに、１９は上記スプリング１８
を介して支持座１６と支持部材１７とを連結する連結ボ
ルトである。さらにまた、２０はダイバータ板１１の１
ブロツクを連結する連結スタッド、２ノはダイバータ板
１１に取付けた連結スタッド受けを夫々示すものである
。In the figure, 11 is a diverter plate that adsorbs and removes impurities generated by plasma sputtering, 10.108
are the cooling pipe header and subheader that cool the diverter plate, respectively. Further, 16 is a support seat attached to one side of the diverter plate 1, and 17 is a support member attached to the vacuum vessel 7 that supports this support seat 16. A (spring) 18 is attached to this support member 17 to serve as a cushion. Support seat 16
be installed between the Furthermore, 19 is the spring 18
This is a connecting bolt that connects the support seat 16 and the support member 17 via the support seat 16 and the support member 17. Furthermore, 20 is one of the diverter plates 11.
The connecting studs connecting the blocks, numerals 2 and 2, respectively, indicate connecting stud receivers attached to the diverter plate 11.
かかる如く構成したダイバータ板１ノの片面に取付けた
支持座１６と、真空容器２に取付けられた支持部材１７
にて支持されることにより、プラズマからの熱負荷によ
り発生する熱応力を抑えることができる。また、これと
共にダイバータ板１１に取付けた連結スタッド２０およ
び連結スタッド受け１１により、うず電流によって発生
するダイバータ板１１を回転させるような電磁力を抑え
ることが出来る。A support seat 16 attached to one side of the diverter plate 1 configured as described above, and a support member 17 attached to the vacuum vessel 2.
Thermal stress generated by the heat load from plasma can be suppressed. In addition, the connecting stud 20 and the connecting stud receiver 11 attached to the diverter plate 11 can suppress electromagnetic force that would cause the diverter plate 11 to rotate due to eddy current.
このように、ダイバータ板１１に支持座１６を設け、真
空容器７に取付けた支持部材１７とその間に設けられた
スプリング１８、連結ボルト１９によりプラズマからの
熱負荷による熱応力を抑えるようにした支持架台１５と
、ダイバータ板１１に作用する電磁力を抑えるようにし
たダイバータ板１１群を連結する連結スタッド２Ｑおよ
び連結スタッド受け２ノとの２つを組合せて支持装置を
構成したので、支持架台１５の個数を大幅に減らすこと
ができ、もって装置の組立時間を大幅に減少させること
ができるものである。In this way, the support seat 16 is provided on the diverter plate 11, and the support member 17 attached to the vacuum vessel 7, the spring 18 and the connecting bolt 19 provided therebetween suppress the thermal stress due to the thermal load from the plasma. Since the supporting device is constructed by combining the pedestal 15 and the connecting stud 2Q and the connecting stud receiver 2 which connect the group of diverter plates 11 that suppresses the electromagnetic force acting on the diverter plate 11, the support pedestal 15 The number of parts can be significantly reduced, and the assembly time of the device can therefore be significantly reduced.
尚、本発明は上記実施例に限定されるものではなく、そ
の要旨を変更しない範囲で種々変形して実施することが
できる。It should be noted that the present invention is not limited to the above embodiments, and can be implemented with various modifications without changing the gist thereof.
［発明の効果］
以上説明したように本発明によれば、ダイバータ板に作
用するプラズマからの熱負荷による熱負荷を抑えると共
に、うず電流による電磁力をも同時にかつ確実に支持し
て組立時間の短縮化を図ることが可能な極めて信頼性の
高いダイバータ板支持装置が提供できる。[Effects of the Invention] As explained above, according to the present invention, the heat load due to the heat load from the plasma acting on the divertor plate is suppressed, and the electromagnetic force due to the eddy current is simultaneously and reliably supported, thereby reducing the assembly time. An extremely reliable diverter plate support device that can be shortened can be provided.
第１図は本発明の一実施例を示す構成図、第２図は本発
明の支持装置の詳細を示す図、第３図は本発明による連
結スタッドおよび連結スタッド受けを示す拡大図、第４
図は本発明によるダイバータ板断面図を示す拡大図、第
５図は、一般の核融合装置を示す縦断面図、第６図は従
来のダイバータ板を示す図、第７図は従来のダイバータ
板支持構成の詳細を示す図である。
１・・・ペース、２・・・断熱真空容器、３・・・プラ
ズマ、３ａ・・・プラズマの一部、４・・・ポロイダル
磁場コイル、５・・・ダイバータコイル、６・・・トロ
イダル磁場コイル、７・・・真空容器、７＆・・・真空
容器の下部、８・・・ブランケット、９・・・し中へい
筒体、９ａ・・・開口部、１０・・・冷却管へラダー、
１０＆・・・サブヘッダー、１１・・・ダイバータ板、
１２・・・排気管、１３・・・排気ポンプ、１４・・・
中性粒子入射装置、１５・・・支持架台、１６・・・支
持座、１７・・・支持部材、１８・・・、ｒ、 ｆ Ｉ
Ｊソング１９・・・連結デルト、２０・・・連結スタッ
ド、２１・・・連結スタッド受け、２２・・・冷却管。
出願人代理人 弁理士 鈴 江 武 彦第 ２ 図′
−■
第３図
第４図FIG. 1 is a configuration diagram showing one embodiment of the present invention, FIG. 2 is a diagram showing details of the support device of the present invention, FIG. 3 is an enlarged view showing a connecting stud and a connecting stud receiver according to the present invention, and FIG.
The figure is an enlarged view showing a sectional view of a divertor plate according to the present invention, FIG. 5 is a longitudinal cross-sectional view showing a general fusion device, FIG. 6 is a view showing a conventional divertor plate, and FIG. It is a figure which shows the detail of a support structure. DESCRIPTION OF SYMBOLS 1...Pace, 2...Insulated vacuum container, 3...Plasma, 3a...Part of plasma, 4...Poloidal magnetic field coil, 5...Diverter coil, 6...Troidal magnetic field Coil, 7... Vacuum container, 7 &... Lower part of vacuum container, 8... Blanket, 9... Inside cylinder, 9a... Opening, 10... Ladder to cooling pipe,
10 &... sub header, 11... diverter plate,
12...Exhaust pipe, 13...Exhaust pump, 14...
Neutral particle injection device, 15... Support frame, 16... Support seat, 17... Support member, 18..., r, f I
J song 19... Connecting delt, 20... Connecting stud, 21... Connecting stud receiver, 22... Cooling pipe. Applicant's agent Patent attorney Takehiko Suzue Figure 2' -■ Figure 3 Figure 4
Claims (1)
グにより発生する不純物を除去するための複数のダイバ
ータ板を備えて成る核融合装置において、前記ダイバー
タ板の片面に取付けた支持座と、一端が前記真空容器に
取付けられ弾性体、ボルトを介して他端により前記支持
座を支持する支持部材と、前記ダイバータ板群を連結す
る連結スタッドと、前記ダイバータ板に取付けた連結ス
タッド受けとを具備したことを特徴とするダイバータ板
支持装置。A nuclear fusion device comprising a plurality of diverter plates for removing impurities generated by sputtering of plasma generated in a vacuum vessel, a support seat attached to one side of the diverter plate, and one end attached to the vacuum vessel. The present invention is characterized by comprising: a support member attached to the elastic body and supporting the support seat at the other end via a bolt; a connecting stud connecting the diverter plate group; and a connecting stud receiver attached to the diverter plate. Diverter plate support device.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP62254152A JPH0196590A (en) | 1987-10-08 | 1987-10-08 | Diverter plate supporting device |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP62254152A JPH0196590A (en) | 1987-10-08 | 1987-10-08 | Diverter plate supporting device |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH0196590A true JPH0196590A (en) | 1989-04-14 |
Family
ID=17260948
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP62254152A Pending JPH0196590A (en) | 1987-10-08 | 1987-10-08 | Diverter plate supporting device |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH0196590A (en) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US5182075A (en) * | 1989-05-24 | 1993-01-26 | Hitachi, Ltd. | Nuclear fusion reactor |
-
1987
- 1987-10-08 JP JP62254152A patent/JPH0196590A/en active Pending
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US5182075A (en) * | 1989-05-24 | 1993-01-26 | Hitachi, Ltd. | Nuclear fusion reactor |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| Wang et al. | ARIES-ACT2 DCLL power core design and engineering | |
| US4363775A (en) | Controlled nuclear fusion apparatus | |
| US4859399A (en) | Modular fusion power apparatus using disposable core | |
| JPH0196590A (en) | Diverter plate supporting device | |
| USH627H (en) | Spherical torus fusion reactor | |
| Chuyanov | ITER EDA project status | |
| US4472344A (en) | Simplified segmented magnetic coil assembly for generating a toroidal magnetic field and the method of making same | |
| Schauer | Status of Wendelstein 7-X construction | |
| US4342720A (en) | Method and apparatus for generation of thermonuclear power | |
| Coppi et al. | Engineering characteristics of the IGNITOR ULT experiment | |
| JP3058547B2 (en) | Nuclear fusion device | |
| JPH06242275A (en) | Thermal electric power generator using plasma facing walls such as diverter for fusion reactor and experimental fusion device | |
| Sviatoslavsky et al. | Engineering design issues of a low aspect ratio tokamak volumetric neutron source | |
| Ioki et al. | ITER shield blanket and vacuum vessel | |
| Sager et al. | Design characteristics of a TNS reactor | |
| Bosch | Wendelstein 7-x, overview and status of construction | |
| Tamura et al. | Design status of the structural components of the helical fusion reactor FFHR-d1 | |
| van Eck et al. | A 3 T magnet system for Magnum-psi | |
| JP2739159B2 (en) | Toroidal magnet | |
| Raffray et al. | ARIES-CS Engineering Approaches to Compact Stellarator Power Plants | |
| Sanchez et al. | Progress on the design and manufacturing of the mirrors for the ITER electron cyclotron heating and current drive upper launcher | |
| Van Sciver et al. | Preliminary magnet design for a stellarator fusion reactor | |
| Brown et al. | Engineering Status Report For Fiscal Year 2000 | |
| Aymar et al. | TORE-SUPRA: design of thermal radiation shield at 80 K | |
| Filsinger et al. | Engineering aspects on the development of a reactor concept for DEMO |