JPH07191162A - Nuclear fusion device - Google Patents
Nuclear fusion deviceInfo
- Publication number
- JPH07191162A JPH07191162A JP5332199A JP33219993A JPH07191162A JP H07191162 A JPH07191162 A JP H07191162A JP 5332199 A JP5332199 A JP 5332199A JP 33219993 A JP33219993 A JP 33219993A JP H07191162 A JPH07191162 A JP H07191162A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- plasma
- internal structure
- fusion device
- reactor internal
- blanket
- 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.)
- Granted
Links
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
【０００１】[0001]
【産業上の利用分野】本発明は核融合装置に係り、特
に、ブランケット等の炉内構造物を持つトカマク型核融
合装置に好適な核融合装置に関するものである。BACKGROUND OF THE INVENTION 1. Field of the Invention The present invention relates to a nuclear fusion device, and more particularly to a nuclear fusion device suitable for a tokamak type nuclear fusion device having a reactor internal structure such as a blanket.
【０００２】[0002]
【従来の技術】トカマク型核融合装置は、ドーナツ状の
真空容器、プラズマを閉じ込めるための磁場を発生する
ポロイダル磁場コイル及びトロイダル磁場コイル、プラ
ズマからの中性子を用いてトリチウムを生成するブラン
ケットなどで構成される。2. Description of the Related Art A tokamak fusion device is composed of a donut-shaped vacuum container, a poloidal magnetic field coil and a toroidal magnetic field coil for generating a magnetic field for confining plasma, and a blanket for generating tritium by using neutrons from plasma. To be done.
【０００３】図１５に従来のトカマク型核融合装置のト
ロイダル方向（ドーナツの円周方向）に対して垂直な面
における断面図を示す。真空容器２の内部にブランケッ
ト１が配置され、更にその内部にプラズマ５が位置す
る。ブランケット１は、プラズマ内の核融合反応で発生
した中性子を内蔵するトリチウム増殖材に照射すること
でトリチウムを生成すると共に、中性子の遮蔽、及び中
性子の持つエネルギ−を外部に取り出す機能をも果た
す。プラズマ５はポロイダル磁場コイル３及びトロイダ
ル磁場コイル４が作る磁場により位置制御され、ブラン
ケット１の内部に閉じ込められる。プラズマ５は上下方
向３２に移動しやすい性質があるので、ブランケット１
のポ−ト穴４３の上下部に電気抵抗率が低いシェル４１
を設けプラズマ移動時に渦電流が作る磁場によってプラ
ズマの移動を抑制する効果が大きくなるようにしてい
る。以下、トカマク型核融合装置の主半径方向、トロイ
ダル方向、及び上下方向を符号３０、３１、及び３２と
定める。FIG. 15 shows a sectional view of a conventional tokamak-type nuclear fusion device in a plane perpendicular to the toroidal direction (circumferential direction of the donut). A blanket 1 is arranged inside a vacuum container 2, and a plasma 5 is located inside the blanket 1. The blanket 1 produces tritium by irradiating the tritium breeding material containing the neutrons generated by the fusion reaction in the plasma, and also has the function of shielding the neutrons and extracting the energy of the neutrons to the outside. The position of the plasma 5 is controlled by the magnetic field generated by the poloidal magnetic field coil 3 and the toroidal magnetic field coil 4, and is confined inside the blanket 1. Since the plasma 5 has a property of moving easily in the vertical direction 32, the blanket 1
The shell 41 having a low electrical resistivity is provided on the upper and lower portions of the port hole 43 of the
The effect of suppressing the movement of the plasma is enhanced by the magnetic field created by the eddy current when the plasma is moved. Hereinafter, the main radial direction, toroidal direction, and up-down direction of the tokamak-type nuclear fusion device are defined as reference numerals 30, 31, and 32.
【０００４】図１６に、真空容器２をトロイダル方向に
１６分割した部分と、その内部に設けられるブランケッ
ト１の分解図を示す。ブランケット１は修理や交換のた
めに真空容器２に設けられたポ−ト６から外に取り出し
やすいように、上下方向３２に長い箱型の構造をしてお
り、真空容器２内のトロイダル方向３１に並べられる。
トカマク型核融合装置では、変圧器の原理を用いてポ
ロイダル磁場コイル３の二次電流としてプラズマ電流を
発生させるが、炉内構造物のトロイダル方向３１の抵抗
値が小さいと、炉内構造物に渦電流が流れプラズマに電
流が流れにくくなるという問題が発生する。更に炉内構
造物のトロイダル方向３１の抵抗値が小さいと渦電流が
流れやすくなることから磁場のシ−ルド性が良くなり、
ポロイダル磁場コイル３の発生する磁場がプラズマ５に
到達する時間が長くなるので、プラズマの位置制御性も
悪くなる。FIG. 16 shows an exploded view of the vacuum container 2 divided into 16 parts in the toroidal direction and the blanket 1 provided therein. The blanket 1 has a box-like structure elongated in the up-down direction 32 so that it can be easily taken out from a port 6 provided in the vacuum container 2 for repair or replacement. Are lined up.
In the tokamak fusion device, a plasma current is generated as a secondary current of the poloidal magnetic field coil 3 by using the principle of a transformer. However, if the resistance value in the toroidal direction 31 of the reactor internal structure is small, the plasma internal current is generated in the reactor internal structure. There arises a problem that eddy currents flow and it becomes difficult for currents to flow in the plasma. Furthermore, if the resistance value of the toroidal direction 31 of the reactor internal structure is small, eddy currents easily flow, so that the shielding property of the magnetic field improves.
Since the magnetic field generated by the poloidal magnetic field coil 3 reaches the plasma 5 for a long time, the position controllability of the plasma also deteriorates.
【０００５】このような問題を避けるため、従来のブラ
ンケットでは ITER DOCUMENTATIONSERIES, NO.28 "ITER
CONTAINMENT STRUCTURES":IAEA,VIENNA (1991) P120
に記載されているように、隣合うブラケット間を絶縁し
た構造とし、絶縁されたボルトでブランケット間を接続
するという方法が考えられており、トロイダル方向の抵
抗を大きくする設計が行われている。In order to avoid such a problem, the conventional blanket has ITER DOCUMENTATION SERIES, NO.28 "ITER
CONTAINMENT STRUCTURES ": IAEA, VIENNA (1991) P120
As described in (1), a method is considered in which adjacent brackets are insulated, and blankets are connected with insulated bolts, and a design is made to increase resistance in the toroidal direction.
【０００６】[0006]
【発明が解決しようとする課題】トカマク型核融合装置
では、生成されたプラズマが急速に消滅するディスラプ
ションと呼ばれる現象が発生する。ディスラプション
は、プラズマ中のある種の不安定性によって誘発される
と考えられており、現状の技術でディスラプションが起
きないようにすることはできない。そのため、装置はデ
ィスラプションが発生しても健全性を保てるように設計
する必要がある。ディスラプションが発生すると、プラ
ズマ中に流れていた大電流が急激に減衰し、プラズマ中
の電流によって保持されていた磁気エネルギ−を保存す
るように真空容器、ブランケット等の導電性構造物に渦
電流が流れる。この渦電流は、プラズマを閉じ込めるた
めに発生していた強力な磁場と相互作用し、強大な電磁
力を導電性構造物に加えることになる。装置の大きさに
もよるが、主半径６ｍの装置では２０ｍｓ程度の時間で
プラズマが消滅するディスラプションが発生し、渦電流
及び電磁力は４００ｍｓ程度の間発生する。In the tokamak fusion device, a phenomenon called disruption occurs in which the generated plasma is rapidly extinguished. Disruption is believed to be triggered by some instability in the plasma, and current technology cannot prevent disruption. Therefore, the device needs to be designed to maintain its integrity in the event of a disruption. When the disruption occurs, the large current flowing in the plasma is rapidly attenuated, and a vortex is generated in a conductive structure such as a vacuum container or a blanket so that the magnetic energy retained by the current in the plasma is preserved. An electric current flows. This eddy current interacts with the strong magnetic field generated to confine the plasma, and applies a strong electromagnetic force to the conductive structure. Depending on the size of the device, in a device having a main radius of 6 m, a disruption of plasma is generated in a time of about 20 ms, and an eddy current and an electromagnetic force are generated for about 400 ms.
【０００７】図１７に従来の隣合うブランケット間を電
気的に絶縁した構造における電磁力の解析例を示す。本
解析ではプラズマが２２ｍｓで消滅するとし、装置の大
きさは主半径６ｍ、小半径２．２ｍとし、ブランケット
の各面の板厚を２０ｍｍとして計算している。渦電流の
流線１４は、１本の線が渦電流４００ｋＡの流れに相当
するように表示されている。渦電流の流線１４の分布か
ら分かるように、渦電流はブランケット１の上下方向３
２を取り巻き、電気抵抗率の低いシェル４１にその大部
分が流れる。この渦電流と磁場との相互作用によって、
ブランケットの各面に電磁力が発生する。FIG. 17 shows an example of analysis of electromagnetic force in a conventional structure in which adjacent blankets are electrically insulated. In this analysis, it is assumed that the plasma is extinguished in 22 ms, the size of the device is 6 m in the main radius and 2.2 m in the small radius, and the plate thickness of each surface of the blanket is 20 mm. The eddy current streamline 14 is displayed so that one line corresponds to the flow of the eddy current of 400 kA. As can be seen from the distribution of the eddy current streamlines 14, the eddy current is generated in the vertical direction 3 of the blanket 1.
Most of the current flows in the shell 41 having a low electrical resistivity. By the interaction between this eddy current and the magnetic field,
Electromagnetic force is generated on each side of the blanket.
【０００８】プラズマ側の面１１及び真空容器側の面１
２には、上下方向３２の約０．５Ｔの磁場１５による主
半径方向３０の電磁力１６ａ及び１６ｂがそれぞれ発生
する。側面１３ａ及び１３ｂには、上下方向３２の磁場
１５によるトロイダル方向３１の電磁力１７ａ及び１７
ｂと、トロイダル方向３１の約５Ｔの磁場１８による上
下方向の電磁力１９ａ及び１９ｂとがそれぞれ発生す
る。電磁力１６ａと１６ｂ、１７ａと１７ｂ、１９ａと
１９ｂはそれぞれ大きさが概略等しく方向が逆向きの力
である。トロイダル方向の磁場１８は、上下方向の磁場
１５の１０倍程度の大きさであり、電磁力を各面毎に積
分したものの大きさを比較すると、電磁力１６ａ、１６
ｂ、１７ａ、及び１７ｂが２００トン前後であるのに対
し、電磁力１９ａと１９ｂは２３００トン以上となる。
電磁力１６ａと１６ｂ、及び１７ａと １７ｂは打ち消
し合うが、側面に発生する電磁力１９ａと１９ｂは偶力
となり、主半径方向を軸とした大きさ２３ＭＮｍのモ−
メント力となる。ブランケットの支持はこのような電磁
力に耐える構造としなければならず、特に側面に発生す
る上下方向の電磁力は問題となる可能性が大きい。Surface 11 on the plasma side and surface 1 on the vacuum vessel side
2, electromagnetic forces 16a and 16b in the main radial direction 30 are generated by the magnetic field 15 of about 0.5T in the vertical direction 32. Electromagnetic forces 17a and 17 in the toroidal direction 31 due to the magnetic field 15 in the vertical direction 32 are applied to the side surfaces 13a and 13b.
b and vertical electromagnetic forces 19a and 19b generated by the magnetic field 18 of about 5T in the toroidal direction 31 are generated. The electromagnetic forces 16a and 16b, 17a and 17b, and 19a and 19b are forces having substantially the same magnitude and opposite directions. The magnetic field 18 in the toroidal direction has a magnitude about 10 times that of the magnetic field 15 in the vertical direction. Comparing the magnitudes of the electromagnetic forces integrated for each surface, the electromagnetic forces 16a, 16
While b, 17a, and 17b are around 200 tons, electromagnetic forces 19a and 19b are 2300 tons or more.
The electromagnetic forces 16a and 16b and 17a and 17b cancel each other out, but the electromagnetic forces 19a and 19b generated on the side surfaces are couples, and the electromagnetic force having a size of 23MNm about the main radial direction is used.
It becomes the mental power. The support of the blanket must be structured to withstand such an electromagnetic force, and the electromagnetic force in the vertical direction particularly generated on the side surface is likely to cause a problem.
【０００９】また、プラズマに近い位置ほど中性子密度
が大きく発熱量も大きくなることから、ブランケットで
は図１７中に示したようにプラズマ側の面１１と真空容
器側の面１２では数１００℃にも及ぶ温度差が生じる。
更に同様な理由から、ブランケットの真空容器側の面１
２と真空容器の間にも１００℃前後の温度差が生じる。
隣合うブランケットの側面を全体的に接続すると、温度
差に基づく熱変形の差により熱応力が発生してブランケ
ットの破壊につながる。このことは、ブランケットの真
空容器側の面１２と真空容器を接続することにも当ては
まる。Further, since the neutron density is large and the amount of heat generated is large at a position closer to the plasma, the blanket has a surface 11 on the plasma side and a surface 12 on the vacuum container side of several hundreds of degrees C. as shown in FIG. A wide temperature difference occurs.
For the same reason, the blanket surface 1 on the vacuum container side
A temperature difference of around 100 ° C. also occurs between 2 and the vacuum container.
When the side surfaces of adjacent blankets are entirely connected, a thermal stress is generated due to a difference in thermal deformation due to a temperature difference, and the blanket is broken. This also applies to connecting the vacuum vessel to the vacuum vessel side 12 of the blanket.
【００１０】本発明の第１の目的は、ディスラプション
時に炉内構造物の側面に発生する強大な電磁力を低減す
る核融合装置を提供することにある。It is a first object of the present invention to provide a nuclear fusion device that reduces the strong electromagnetic force generated on the side surface of the internal structure during disruption.
【００１１】本発明の第２の目的は、炉内構造物の温度
差により発生する熱応力を低減する核融合装置を提供す
ることにある。A second object of the present invention is to provide a nuclear fusion device which reduces the thermal stress generated due to the temperature difference of the reactor internal structure.
【００１２】[0012]
【課題を解決するための手段】本発明は、炉内構造物の
トロイダル方向に強い渦電流が流れることを考慮した磁
場制御を用いることで、炉内構造物のトロイダル方向の
一周抵抗値をプラズマ発生時のプラズマ抵抗値の６分の
１以下とした場合でも、プラズマを発生し且つ閉じ込め
ることができる、という発明者らの新しい知見に基づい
て生まれたものである。SUMMARY OF THE INVENTION The present invention uses a magnetic field control in consideration of the fact that a strong eddy current flows in the toroidal direction of the internal structure of a furnace, so that the circumferential resistance value in the toroidal direction of the internal structure of a reactor can be determined by plasma. It was born based on the new knowledge of the inventors that plasma can be generated and confined even when it is set to 1/6 or less of the plasma resistance value at the time of generation.
【００１３】上記第１の目的は、プラズマを囲むように
設置された炉内構造物と、該炉内構造物を囲む真空容器
とを備えた核融合装置において、前記プラズマと前記炉
内構造物との間に該炉内構造物を磁気的にシ−ルドする
磁気シ−ルド手段を設けることで達成できる。The first object is to provide a fusion device including a reactor internal structure installed so as to surround the plasma and a vacuum container surrounding the reactor internal structure, wherein the plasma and the reactor internal structure are provided. This can be achieved by providing a magnetic shield means for magnetically shielding the internal structure of the furnace.
【００１４】また、第１の目的は、プラズマを囲むよう
に設置された炉内構造物と、該炉内構造物を囲む真空容
器とを備えた核融合装置において、前記プラズマのディ
スラプション時に前記炉内構造物に発生する渦電流を、
プラズマ電流の時定数以上の時定数で減衰させる手段
を、前記プラズマと前記炉内構造物との間に設けること
で達成できる。A first object of the present invention is to provide a nuclear fusion device comprising a reactor internal structure installed so as to surround plasma and a vacuum container surrounding the reactor internal structure, at the time of disruption of the plasma. The eddy current generated in the furnace internal structure,
This can be achieved by providing a means for attenuating the plasma current with a time constant equal to or greater than the time constant between the plasma and the in-core structure.
【００１５】また、第１の目的は、プラズマを囲むよう
に設置された炉内構造物と、該炉内構造物を囲む真空容
器とを備えた核融合装置において、前記プラズマのディ
スラプション時に前記炉内構造物の主半径方向に流れる
渦電流を減少させる手段を設けることで達成できる。A first object of the present invention is to provide a nuclear fusion device including a reactor internal structure installed so as to surround plasma and a vacuum container surrounding the reactor internal structure, at the time of disruption of the plasma. This can be achieved by providing means for reducing the eddy current flowing in the main radial direction of the internal structure of the furnace.
【００１６】また、第１の目的は、プラズマを囲むよう
に設置された炉内構造物と、該炉内構造物を囲む真空容
器とを備えた核融合装置において、前記プラズマのディ
スラプション時に前記炉内構造物のトロイダル方向に流
れる渦電流を増加させる手段を設けることで達成でき
る。A first object of the present invention is to provide a nuclear fusion device comprising a reactor internal structure installed so as to surround the plasma and a vacuum container surrounding the reactor internal structure, at the time of disruption of the plasma. This can be achieved by providing means for increasing the eddy current flowing in the toroidal direction of the reactor internal structure.
【００１７】また、第１の目的は、プラズマを囲むよう
に設置された炉内構造物と、該炉内構造物を囲む真空容
器とを備えた核融合装置において、前記炉内構造物のプ
ラズマ側を電気的に接続する電気的接続手段を設けるこ
とで達成できる。A first object of the present invention is to provide a nuclear fusion device comprising a reactor internal structure installed so as to surround the plasma and a vacuum container surrounding the reactor internal structure. This can be achieved by providing an electrical connection means for electrically connecting the sides.
【００１８】また、第２の目的は、プラズマを囲むよう
に設置された炉内構造物と、該炉内構造物を囲む真空容
器とを備えた核融合装置において、前記炉内構造物間を
該炉内構造物の熱変形を逃がす接続手段で接続すること
で達成できる。A second object of the present invention is to provide a nuclear fusion device including a reactor internal structure installed so as to surround plasma and a vacuum container surrounding the reactor internal structure, wherein a space between the reactor internal structures is provided. This can be achieved by connecting with a connecting means that allows thermal deformation of the furnace internal structure to escape.
【００１９】また、上記第１及び第２の目的は、プラズ
マを囲むように設置された炉内構造物と、該炉内構造物
を囲む真空容器とを備えた核融合装置において、前記炉
内構造物のプラズマ側を電気的に接続する電気的接続手
段と、前記炉内構造物の真空容器側を機械的に接続する
機械的接続手段とを設けることで達成できる。The first and second objects of the present invention are to provide a nuclear fusion device comprising a reactor internal structure installed so as to surround plasma, and a vacuum container surrounding the reactor internal structure. This can be achieved by providing electrical connecting means for electrically connecting the plasma side of the structure and mechanical connecting means for mechanically connecting the vacuum vessel side of the furnace internal structure.
【００２０】また、上記第１及び第２の目的は、プラズ
マを囲むように設置された炉内構造物と、該炉内構造物
を囲む真空容器とを備えた核融合装置において、前記炉
内構造物のプラズマ側を電気的に接続し且つ熱変形を逃
がす電気的接続手段と、前記炉内構造物の真空容器側を
機械的に接続する機械的接続手段とを設けることで達成
できる。The first and second objects of the present invention are, in a nuclear fusion device, comprising a reactor internal structure installed so as to surround plasma, and a vacuum container surrounding the reactor internal structure. This can be achieved by providing electrical connecting means for electrically connecting the plasma side of the structure and releasing thermal deformation, and mechanical connecting means for mechanically connecting the vacuum vessel side of the furnace internal structure.
【００２１】また、上記第１及び第２の目的は、プラズ
マを囲むように設置された炉内構造物と、該炉内構造物
を囲む真空容器とを備えた核融合装置において、前記炉
内構造物のプラズマ側を電気的及び機械的に接続する接
続手段を設けることで達成できる。Further, the first and second objects are a nuclear fusion device comprising a reactor internal structure installed so as to surround plasma, and a vacuum vessel surrounding the reactor internal structure. This can be achieved by providing connecting means for electrically and mechanically connecting the plasma side of the structure.
【００２２】[0022]
【作用】本発明によれば、ディスラプションによって発
生する磁場変動を磁気シ−ルド手段がシ−ルドすること
により、この磁場変動で炉内構造物に発生する渦電流を
減少できるので、この渦電流が原因で炉内構造物に発生
する強大な電磁力を低減することができる。According to the present invention, since the magnetic shield means shields the magnetic field fluctuation generated by the disruption, the eddy current generated in the reactor internal structure due to the magnetic field fluctuation can be reduced. It is possible to reduce the strong electromagnetic force generated in the reactor internal structure due to the eddy current.
【００２３】また、炉内構造物に発生する渦電流をプラ
ズマ電流の時定数以上の時定数で減衰させることによっ
ても、上記と同様のシールド効果を得ることができる。Further, the same shielding effect as above can be obtained by attenuating the eddy current generated in the reactor internal structure with a time constant equal to or greater than the time constant of the plasma current.
【００２４】また、炉内構造物の主半径方向に流れる渦
電流を減少させるか、或いは、炉内構造物のトロイダル
方向に流れる渦電流を増加させることにより、炉内構造
物の側面に発生する強大な電磁力の原因となる主半径方
向の渦電流を減少できるので、強大な電磁力を低減する
ことができる。Further, the eddy current flowing in the main radial direction of the reactor internal structure is reduced, or the eddy current flowing in the toroidal direction of the reactor internal structure is increased, which is generated on the side surface of the reactor internal structure. Since the eddy current in the main radial direction, which causes the strong electromagnetic force, can be reduced, the strong electromagnetic force can be reduced.
【００２５】また、電気的接続手段が炉内構造物のプラ
ズマ側を電気的に接続することにより、炉内構造物の側
面に発生する強大な電磁力の原因となる主半径方向の渦
電流を減少できるので、強大な電磁力を低減することが
できる。Further, the electrical connection means electrically connects the plasma side of the reactor internal structure to generate an eddy current in the main radial direction which causes a strong electromagnetic force generated on the side surface of the reactor internal structure. Since it can be reduced, a strong electromagnetic force can be reduced.
【００２６】また、炉内構造物間を熱変形を逃がす接続
手段で接続することにより、炉内構造物の温度差に基づ
く熱変形を許容できるので、熱応力を低減することがで
きる。 また、炉内構造物のプラズマ側を電気的に接続
する電気的接続手段と、真空容器側を機械的に接続する
機械的接続手段とを設けることにより、電気的接続手段
が主半径方向の渦電流を減少し強大な電磁力を低減でき
ると共に、機械的接続手段で機械的に接続していないプ
ラズマ側がブランケットの温度差に基づく熱変形を許容
し熱応力を低減することもできる。Further, by connecting the in-core structures with the connecting means for releasing the thermal deformation, the thermal deformation due to the temperature difference of the in-core structures can be allowed, so that the thermal stress can be reduced. Further, by providing an electrical connection means for electrically connecting the plasma side of the furnace internal structure and a mechanical connection means for mechanically connecting the vacuum vessel side, the electrical connection means is a vortex in the main radial direction. It is possible to reduce the electric current to reduce the strong electromagnetic force, and also to allow the thermal deformation due to the temperature difference of the blanket on the plasma side which is not mechanically connected by the mechanical connecting means to reduce the thermal stress.
【００２７】また、炉内構造物のプラズマ側を電気的に
接続し且つ熱変形を逃がす電気的接続手段と、真空容器
側を機械的に接続する機械的接続手段とを設けることに
よっても、上記と同様の効果を得ることができる。Also, by providing electrical connection means for electrically connecting the plasma side of the furnace internal structure and releasing thermal deformation, and mechanical connection means for mechanically connecting the vacuum vessel side, The same effect as can be obtained.
【００２８】また、炉内構造物のプラズマ側を電気的及
び機械的に接続することにより、主半径方向の渦電流を
減少し強大な電磁力を低減できると共に、機械的に接続
していない真空容器側がブランケットの温度差に基づく
熱変形を許容し熱応力を低減することもできる。Also, by electrically and mechanically connecting the plasma side of the reactor internal structure, it is possible to reduce the eddy current in the main radial direction and to reduce the strong electromagnetic force, and at the same time, to provide a vacuum not mechanically connected. The container side can also allow thermal deformation due to the temperature difference of the blanket to reduce thermal stress.
【００２９】[0029]
【実施例】以下、本発明の実施例を図面を参照して説明
する。図２に本発明に係るトカマク型核融合装置の全体
図を示す。トカマク型核融合装置は、真空容器２、ポロ
イダル磁場コイル３、トロイダル磁場コイル４、プラズ
マ加熱装置４５、ブランケット１などの導電性構造物か
らなる。真空容器２は、ブランケット１の交換、プラズ
マ５の加熱、真空排気などのための複数のポ−ト６を有
する。トカマク型核融合装置では、ポロイダル磁場コイ
ル３及びトロイダル磁場コイル４に図示していない電源
から電流を流すことによりト−ラス状の真空容器２内に
強力な磁場を発生し、その磁場によってプラズマ５を閉
じ込める。プラズマ５は、中性粒子ビ−ム入射装置や高
周波加熱装置などのプラズマ加熱装置４５によって高温
に加熱され、加熱されたプラズマ中の核融合反応によっ
て中性子が発生する。ブランケット１は、内蔵するトリ
チウム増殖材に中性子を照射してトリチウムを生成する
と共に、中性子を遮蔽する、及び中性子のもつエネルギ
−を熱エネルギ−として外部に取り出す機能を有する。Embodiments of the present invention will be described below with reference to the drawings. FIG. 2 shows an overall view of the tokamak-type nuclear fusion device according to the present invention. The tokamak fusion device is composed of a vacuum container 2, a poloidal magnetic field coil 3, a toroidal magnetic field coil 4, a plasma heating device 45, a blanket 1, and other electrically conductive structures. The vacuum container 2 has a plurality of ports 6 for exchanging the blanket 1, heating the plasma 5, evacuation and the like. In the tokamak fusion device, a strong magnetic field is generated in the torus-shaped vacuum container 2 by passing a current from a power source (not shown) to the poloidal magnetic field coil 3 and the toroidal magnetic field coil 4, and the plasma 5 is generated by the magnetic field. Lock in. The plasma 5 is heated to a high temperature by a plasma heating device 45 such as a neutral particle beam injection device or a high frequency heating device, and neutrons are generated by a fusion reaction in the heated plasma. The blanket 1 has the functions of irradiating the built-in tritium breeding material with neutrons to generate tritium, shielding the neutrons, and extracting the energy of the neutrons as heat energy to the outside.
【００３０】図３は、本発明の一実施例に係る電磁力低
減法を適用したプランケットに働く電磁力の解析説明図
である。この計算は、図１７の従来技術のブランケット
に発生する電磁力を計算したものと同一条件で行ってい
る。本実施例に係るブランケットでは、例えば図６に示
すように隣合うブランケットのプラズマ側の面１１をト
ロイダル方向３１に電気的に接続した構造としている。
この接続によって、プラズマ側の面１１には渦電流がプ
ランケット間を渡ってトロイダル方向に流れることが可
能となる。渦電流の流線１４の分布から分かるように、
大部分がプラズマ側の面１１をトロイダル方向３１に流
れる渦電流となる。更に渦電流は電気抵抗率の低いシェ
ル４１に集中している。この渦電流と上下方向３２の磁
場１５との相互作用によって、主半径方向の電磁力２０
が発生し、その大きさはプラズマ側の面１１全体で積分
すると約４００トンとなる。側面１３に発生する電磁力
はこの値の１／１０以下である。プラズマ側の面１１に
発生する電磁力２０は、従来技術でのブランケットのプ
ラズマ側の面に発生する電磁力の２倍となっているが、
側面に発生する電磁力は、プラズマ側の面を接続するこ
とで１／５０以下に減少することが分かる。FIG. 3 is an explanatory diagram of the analysis of the electromagnetic force acting on the blanket to which the electromagnetic force reducing method according to the embodiment of the present invention is applied. This calculation is performed under the same conditions as the calculation of the electromagnetic force generated in the conventional blanket shown in FIG. In the blanket according to this embodiment, for example, as shown in FIG. 6, the plasma-side surface 11 of the adjacent blanket is electrically connected in the toroidal direction 31.
By this connection, eddy current can flow in the toroidal direction on the plasma side surface 11 between the planks. As can be seen from the distribution of the eddy current streamlines 14,
Most of the eddy current flows on the plasma side surface 11 in the toroidal direction 31. Furthermore, the eddy current is concentrated on the shell 41 having a low electric resistivity. Due to the interaction between this eddy current and the magnetic field 15 in the vertical direction 32, the electromagnetic force 20 in the main radial direction is
Is generated, and its size is about 400 tons when integrated over the entire surface 11 on the plasma side. The electromagnetic force generated on the side surface 13 is 1/10 or less of this value. The electromagnetic force 20 generated on the plasma side surface 11 is twice the electromagnetic force generated on the plasma side surface of the blanket in the prior art.
It can be seen that the electromagnetic force generated on the side surface is reduced to 1/50 or less by connecting the surface on the plasma side.
【００３１】これは、プラズマ側の面をトロイダル方向
に接続することで、プラズマ側の面がディスラプション
で発生する変動磁場をシ−ルドし、ブランケットを取り
囲むように発生する渦電流が発生するのを押さえるため
である。このような効果が現れるためには、プラズマ側
の面を流れる渦電流の減衰時定数を、ディスラプション
時のプラズマ電流の減衰時定数よりも大きくすることが
必要である。更に言い替えるとプラズマ側の面にトロイ
ダル方向の渦電流を流れやすくすることによって、側面
に発生する主半径方向の渦電流が減少し、それに伴う上
下方向の電磁力が減少することになる。This is because by connecting the plasma side surface in the toroidal direction, the plasma side surface shields the fluctuating magnetic field generated by disruption, and eddy currents are generated so as to surround the blanket. This is to suppress the In order to bring out such an effect, it is necessary to make the decay time constant of the eddy current flowing through the plasma side surface larger than the decay time constant of the plasma current at the time of disruption. In other words, by facilitating the toroidal eddy current to flow on the plasma side surface, the main radial eddy current generated on the side surface is reduced, and the electromagnetic force in the vertical direction is reduced accordingly.
【００３２】この電磁力低減構造を適用したブランケッ
トに発生する電磁力は、プラズマ側の面に発生している
主半径方向の電磁力が主となり、トロイダル方向に一周
した円筒状の構造とすることで主半径方向の力に対する
耐久性を強化することができる。更に、実際には円筒状
の構造以外に側面に発生する上下方向の電磁力に対する
補強が必要となるので、プラズマ側の面に発生している
主半径方向の電磁力よりも側面に発生する上下方向の電
磁力を小さくすることが望ましい。図１７で説明したよ
うに、トロイダル方向の磁場１８は上下方向の磁場１５
の約１０倍である。そのため、ブランケットのプラズマ
側の面１１に流れるトロイダル方向３１の渦電流を側面
１３に流れる主半径方向の渦電流の１０倍以上としたと
きに、プラズマ側の面に発生する主半径方向の電磁力が
側面に発生する上下方向の電磁力よりも大きくなり、ブ
ランケットを円筒状の構造とすることで支持できる。The electromagnetic force generated in the blanket to which this electromagnetic force reducing structure is applied is mainly the electromagnetic force in the main radial direction generated on the surface on the plasma side, and has a cylindrical structure that makes one round in the toroidal direction. Thus, durability against the force in the main radial direction can be enhanced. Furthermore, in addition to the cylindrical structure, it is actually necessary to reinforce the electromagnetic force in the vertical direction generated on the side surface, so the vertical electromagnetic force generated on the side surface is stronger than the electromagnetic force generated in the main radial direction on the plasma side surface. It is desirable to reduce the electromagnetic force in the direction. As described in FIG. 17, the magnetic field 18 in the toroidal direction is the magnetic field 15 in the vertical direction.
About 10 times. Therefore, when the eddy current in the toroidal direction 31 flowing on the plasma-side surface 11 of the blanket is set to be 10 times or more the eddy current in the main radial direction flowing on the side surface 13, the electromagnetic force in the main radial direction generated on the plasma-side surface. Is larger than the vertical electromagnetic force generated on the side surface, and can be supported by forming the blanket into a cylindrical structure.
【００３３】尚、上述した解析は、プランケット間を電
気的に接続した実施例についてであるが、同様の効果
は、プラズマとブランケットの間にディスラプションに
よって発生する磁場変動をシ−ルドするための導電性構
造物を設けることでも得られることは勿論である。The above-mentioned analysis is for the embodiment in which the blankets are electrically connected, but the similar effect shields the magnetic field fluctuation generated by the disruption between the plasma and the blanket. Of course, it can be obtained also by providing a conductive structure for.
【００３４】上記のブランケットに発生する電磁力の低
減法を採用すると、プラズマ側の面に発生する電磁力は
増加する。その電磁力の方向は主半径方向であり、プラ
ズマ側の面１１に対して垂直である。図１は上下方向に
長いブランケット１の上下方向に垂直な断面を示してい
るが、プラズマ側の面１１は中性子の透過率を考えると
板厚を１０ｍｍ以下とする必要がある。真空容器側の面
１２ではこのような制約が無いことから板厚を５０ｍｍ
程度に厚くできる。このため、板厚が薄いプラズマ側の
面１１では電磁力に対して何らかの補強構造を設けるの
が望ましい。この補強構造として、プラズマ側の面１１
と板厚の厚い真空容器側の面１２との間に補強材２３を
渡し接続する構造が効果的である。この補強によってブ
ランケットのプラズマ側の面１１は主半径方向３０の変
形を抑制され、プラズマ側の面に発生する主半径方向の
電磁力に対して強い構造とすることができる。When the method for reducing the electromagnetic force generated on the blanket is adopted, the electromagnetic force generated on the plasma side surface increases. The direction of the electromagnetic force is the main radial direction, and is perpendicular to the plasma side surface 11. Although FIG. 1 shows a cross section of the blanket 1 which is long in the vertical direction, which is perpendicular to the vertical direction, the surface 11 on the plasma side needs to have a plate thickness of 10 mm or less in consideration of neutron transmittance. Since there is no such restriction on the surface 12 on the vacuum container side, the plate thickness is 50 mm.
It can be made thicker. For this reason, it is desirable to provide some reinforcement structure against the electromagnetic force on the plasma side surface 11 having a small plate thickness. As this reinforcing structure, the plasma side surface 11
A structure in which a reinforcing material 23 is connected between the thick plate and the surface 12 on the side of the vacuum container having a large plate thickness is effective. By this reinforcement, the surface 11 of the blanket on the plasma side is prevented from being deformed in the main radial direction 30, and the structure can be made strong against the electromagnetic force in the main radial direction generated on the surface of the plasma side.
【００３５】前述したように、プランケットにはプラズ
マ側と真空容器側で温度差が数１００℃にも達する。そ
のため、隣合うブランケットの側面全体を機械的に接続
して固定すると、温度差により熱応力が発生してしま
う。そこで本実施例では、ブランケット間の機械的な接
続箇所を、プラズマ側または真空容器側の一方とし、他
方の熱膨張の差による変位を逃がす構成とする。これに
より、熱応力の発生を減少することができる。As described above, the temperature difference between the plasma side and the vacuum vessel side of the blanket reaches several hundreds of degrees Celsius. Therefore, if the entire side surfaces of the adjacent blankets are mechanically connected and fixed, thermal stress will occur due to the temperature difference. Therefore, in this embodiment, the mechanical connection between the blankets is one of the plasma side and the vacuum container side, and the displacement due to the difference in thermal expansion of the other side is released. This can reduce the occurrence of thermal stress.
【００３６】本実施例は、上記のようないくつかの手段
を用いて、ディスラプション時にブランケットの側面に
発生する電磁力を減少し、且つブランケットのプラズマ
側の面を１０ｍｍ以下の板厚とすることを可能とし、ブ
ランケットに発生する温度差による熱応力の発生を低減
できる。In this embodiment, the electromagnetic force generated on the side surface of the blanket at the time of disruption is reduced by using some means as described above, and the surface of the blanket on the plasma side has a plate thickness of 10 mm or less. It is possible to reduce the generation of thermal stress due to the temperature difference generated in the blanket.
【００３７】以下、図１を用いて本発明の第１の実施例
をより詳細に説明する。図１は、第１の実施例による核
融合装置のブランケットの構造図であり、上下方向に長
いブランケット１の上下方向に垂直な水平断面図であ
る。真空容器２内にトロイダル方向３１に並べられた複
数（図では５つだけ表示）のブランケット１は、隣合う
ブランケットのプラズマ側の面１１が電気的接続部２１
で電気的にのみ接続され、真空容器側の面１２が機械的
接続部２２により機械的に接続されている。電気的接続
部２１では、機械的な接続は行わない構成となってお
り、ブランケット間の隙間が自由に変化できるようにな
っている。ブランケット１内には、プラズマ側の面１１
と真空容器側の面１２を接続する補強材２３を設けてい
る。Hereinafter, the first embodiment of the present invention will be described in more detail with reference to FIG. FIG. 1 is a structural view of a blanket of a nuclear fusion device according to a first embodiment, and is a horizontal sectional view of a blanket 1 long in the vertical direction, which is perpendicular to the vertical direction. In the plurality of blankets 1 (only five are shown in the figure) arranged in the toroidal direction 31 in the vacuum container 2, the plasma-side surface 11 of the adjacent blanket has the electrical connection portion 21.
The surface 12 on the vacuum container side is mechanically connected by the mechanical connection portion 22. The electrical connection portion 21 is configured so that no mechanical connection is made, and the gap between the blankets can be freely changed. The blanket 1 has a plasma side surface 11
A reinforcing member 23 is provided to connect the surface 12 on the vacuum container side.
【００３８】電気的接続部２１の具体的な構造例を図４
に示す。電気的接続部では、ブランケットのプラズマ側
の面１１の表面が摺動可能な導電性構造物２４によって
電気的に接続される。板状の導電性構造物２４はトロイ
ダル方向３１に長い長穴４６を持ち、その長穴４６を貫
通するボルト２５によって各ブランケットのプラズマ側
の面１１に接触するように押さえつけられる。導電性構
造物２４とボルト２５の接触面にはベアリング２６を設
けて摺動可能とし、摺動時にボルトに発生する曲がり応
力を減少させるようにしている。この固定方法では導電
性構造物２４は、ブランケットのプラズマ側の面１１上
をトロイダル方向に移動でき、更にボルト２５を中心に
回転することができるので、ブランケット間のトロイダ
ル方向及び上下方向の熱変形を許容しながら電気的な接
続を行うことができる。A concrete structure example of the electrical connection portion 21 is shown in FIG.
Shown in. At the electrical connection, the surface of the plasma side surface 11 of the blanket is electrically connected by a slidable conductive structure 24. The plate-like conductive structure 24 has a long hole 46 elongated in the toroidal direction 31, and is pressed by a bolt 25 penetrating the long hole 46 so as to contact the plasma-side surface 11 of each blanket. A bearing 26 is provided on the contact surface between the conductive structure 24 and the bolt 25 so as to be slidable, and the bending stress generated in the bolt during sliding is reduced. In this fixing method, the conductive structure 24 can move in the toroidal direction on the plasma-side surface 11 of the blanket and can further rotate around the bolt 25, so that the thermal deformation in the toroidal direction and the vertical direction between the blankets can occur. It is possible to make an electrical connection while allowing.
【００３９】図５は、電気的接続部２１の他の具体的な
構造例を示す。この実施例では、接続に用いる導電性構
造物として、ピストン状の構造物２７ａとシリンダ−状
の構造物２７ｂを組み合わせて伸縮自在な構造とし、各
ブランケットのプラズマ側の面１１にボルト２５で固定
される。その固定部ではボルト２５を中心に回転が可能
な構造にすることにより、図４で説明した実施例と同様
な効果を期待できる。FIG. 5 shows another specific structural example of the electrical connection portion 21. In this embodiment, as a conductive structure used for connection, a piston-like structure 27a and a cylinder-like structure 27b are combined to form an expandable / contractible structure, which is fixed to the plasma side surface 11 of each blanket with bolts 25. To be done. By making the fixing portion rotatable around the bolt 25, the same effect as that of the embodiment described in FIG. 4 can be expected.
【００４０】尚、電気的接続部２１は上記した実施例以
外でも隣合うブランケットの間隔が自由に変化でき、且
つ電気的な接続が可能な構造であれば同様な効果が期待
できる。The same effect can be expected in the electrical connection portion 21 as long as the spacing between the adjacent blankets can be freely changed and the electrical connection is possible, other than the above embodiment.
【００４１】電気的接続部２１の設置位置は渦電流が強
く流れる位置とすることが効果的である。図３で説明し
たように、シェルに渦電流が強く流れるため、電気的接
続部２１を図６に示すようにシェルのあるポ−ト穴４３
の上部付近及び下部付近に設け、隣合うブランケット１
のシェル４１をトロイダル方向３１に接続することが重
要である。ここでの電気的接続部２１は図４または図５
で説明した構造を用いる。更に、シェル以外にも渦電流
がある程度流れることから、電気的接続部２１を渦電流
の大きさに応じて設ける必要がある。その観点から、上
下方向３２におけるポ−ト穴４３のある領域では流れる
渦電流が小さいので、図６中の点線で囲んだ領域４４な
どでは、電気的接続部を設ける必要性は小さい。It is effective that the electrical connection portion 21 is installed at a position where the eddy current strongly flows. As described with reference to FIG. 3, since the eddy current strongly flows in the shell, the electrical connection portion 21 is connected to the port hole 43 with the shell as shown in FIG.
Blanket 1 adjacent to the upper and lower parts of the
It is important to connect the shell 41 in the toroidal direction 31. The electrical connection portion 21 is shown in FIG. 4 or FIG.
Use the structure described in. Furthermore, since eddy currents flow to some extent other than the shell, it is necessary to provide the electrical connection portion 21 according to the magnitude of the eddy current. From that point of view, since the eddy current flowing in the region having the port hole 43 in the vertical direction 32 is small, it is not necessary to provide the electrical connection portion in the region 44 surrounded by the dotted line in FIG.
【００４２】電気的接続部２１とブランケットのプラズ
マ側の面１１がトロイダル方向に一周した磁気シ−ルド
を形成し、ディスラプション時に発生する変動磁場を磁
気的にシ−ルドすることでブランケットに発生する電磁
力が減少する。その磁気的なシ−ルド効果が発生するた
めには、電気的接続部２１とブランケットのプラズマ側
の面１１をトロイダル方向に流れる渦電流の減衰時定数
がディスラプションの時定数と比べ同程度又はそれより
大きくなければならない。このときの渦電流の減衰時定
数は、電気的接続部２１がプラズマ側の面１１と比べて
狭いため、プラズマ側の面の板厚で決定される。プラズ
マ側の面１１がステンレスの板厚１０ｍｍであるとする
と、主半径６ｍの装置では渦電流の減衰時定数は２００
ｍｓ程度になり、ディスラプションの時定数の１０倍程
度と十分に大きい。このことから磁気シ−ルド効果が十
分に期待できる。The electrical connection part 21 and the surface 11 of the blanket on the plasma side form a magnetic shield that makes a round in the toroidal direction, and the fluctuating magnetic field generated during disruption is magnetically shielded to form a blanket. The electromagnetic force generated is reduced. In order to generate the magnetic shield effect, the decay time constant of the eddy current flowing in the toroidal direction on the plasma side surface 11 of the electrical connection part 21 and the blanket is comparable to the disruption time constant. Or greater. The decay time constant of the eddy current at this time is determined by the plate thickness of the plasma side surface because the electrical connection portion 21 is narrower than the plasma side surface 11. Assuming that the surface 11 on the plasma side is made of stainless steel and has a thickness of 10 mm, the decay time constant of the eddy current is 200 in an apparatus having a main radius of 6 m.
It is about ms, which is sufficiently large as about 10 times the disruption time constant. From this, the magnetic shield effect can be expected sufficiently.
【００４３】また、図１の機械的接続部２２はブランケ
ット１を設置後、溶接などを用いた接続が可能である。
しかし、機械的接続部２２付近は作業領域が狭く、溶接
などを行うことは困難である。従って、機械的接続部２
２では、図７に示すようなブランケット１の真空容器側
の面１２間をボルト２５で接続する方法が有利である。
この接続法では、ボルト２５をマニピュレ−タ−等を用
いて遠隔で二つのブランケットにねじ込ませ、ボルト２
５同士を溶接で接続する。The mechanical connection portion 22 shown in FIG. 1 can be connected by welding after the blanket 1 is installed.
However, the work area is small in the vicinity of the mechanical connection portion 22, and it is difficult to perform welding or the like. Therefore, the mechanical connection 2
In 2, the method of connecting the surfaces 12 of the blanket 1 on the vacuum container side with the bolts 25 as shown in FIG. 7 is advantageous.
In this connection method, the bolt 25 is remotely screwed into the two blankets using a manipulator or the like, and the bolt 2
Weld 5 together.
【００４４】機械的接続部２２を溶接を用いたり、上記
したボルトを用いて電気的及び機械的に接続すること
で、炉内構造物のトロイダル方向の一周抵抗が減少し過
ぎてプラズマの制御性が低下したり、制御が不可能にな
るような場合には、従来技術で説明したように隣合うブ
ランケットを絶縁したボルトで機械的に接続することが
必要になる。しかし、現在の制御技術を用いた装置で
は、トロイダル方向の抵抗値の減少により制御が不可能
になる抵抗値は主半径６ｍの装置で４μΩよりも低い値
であり、ブランケットの板厚にもよるが、真空容器側の
面を電気的に接続しても４μΩよりも低い抵抗値にはな
らないので、特に問題はない。When the mechanical connecting portion 22 is welded or electrically and mechanically connected using the above-mentioned bolts, the circumferential resistance in the toroidal direction of the reactor internal structure is excessively reduced, and the controllability of plasma is improved. In the case where the power consumption becomes low or the control becomes impossible, it is necessary to mechanically connect the adjacent blankets with insulated bolts as described in the prior art. However, in the device using the current control technology, the resistance value which becomes uncontrollable due to the decrease in the resistance value in the toroidal direction is lower than 4 μΩ in the device with the main radius of 6 m, and depends on the blanket plate thickness. However, there is no particular problem because the resistance value does not become lower than 4 μΩ even if the surface on the vacuum container side is electrically connected.
【００４５】本実施例によるブランケットでは、プラズ
マ側の面１１に垂直方向の電磁力がディスラプション時
に発生する。この大きさは従来技術のブランケットの２
倍程度であることから、本実施例ではその電磁力に対す
る補強として、プラズマ側の面１１と真空容器側の面１
２を接続する補強材２３を設けている。プラズマ側の面
１１に発生する電磁力は、主半径方向であるため、補強
材２３はトロイダル方向３１に垂直な板状のものとし、
ブランケットの上下方向の全領域又は発生する電磁力の
大きいシェル部に入れることが必要である。図１には、
補強材２３をブランケットのトロイダル方向３１に対し
て中心にのみ入れた構造を示しているが、ブランケット
のプラズマ側の面１１の板厚が１０ｍｍ又はそれ以下で
ある場合には、トロイダル方向において２個所或いはそ
れ以上とする必要がある。In the blanket according to this embodiment, an electromagnetic force in the vertical direction is generated on the plasma side surface 11 at the time of disruption. This size is 2 of the conventional blanket.
Therefore, in this embodiment, the surface 11 on the plasma side and the surface 1 on the vacuum container side are strengthened against the electromagnetic force.
A reinforcing member 23 for connecting the two is provided. Since the electromagnetic force generated on the plasma side surface 11 is in the main radial direction, the reinforcing member 23 is a plate-shaped member perpendicular to the toroidal direction 31,
It is necessary to put the blanket in the entire area in the vertical direction or in the shell portion where a large electromagnetic force is generated. In Figure 1,
The structure in which the reinforcing member 23 is inserted only in the center with respect to the toroidal direction 31 of the blanket is shown. However, when the plate thickness of the plasma-side surface 11 of the blanket is 10 mm or less, there are two locations in the toroidal direction. Or it should be more.
【００４６】尚、補強材は板状のものに限らず、プラズ
マ側の面１１と真空容器側の面１２を接続するものであ
れば同様な効果が得られることは勿論である。The reinforcing material is not limited to the plate-like material, and the same effect can be obtained as long as the surface 11 on the plasma side and the surface 12 on the vacuum container side are connected.
【００４７】本実施例の補強構造を施したブランケット
の構成例を図８，９に示す。図８，９は共に上下方向に
長いブランケット１の上下方向に垂直な水平断面図を示
す。図８はトリチウム増殖材７が上下方向に長い層状に
なったもで、図９はトリチウム増殖材７が上下方向に長
いピン８の中に入れられたものを示している。中性子密
度が高いプラズマ側の方が、冷却効率が良くなるように
層は薄くピンは細くなっている。いずれの構造でもブラ
ンケット内部にはトリチウム増殖材７以外に、核融合反
応によって発生した中性子を増加する中性子増倍材９、
トリチウム生成時に発生する熱を取り出すための冷却材
１０などがある。現在のブランケットの設計では、トリ
チウム増殖材にLiZrO3、中性子増倍材にBe、冷却材にH2
Oが考えられていて、それらは強度的な補強材とはなり
えず、何れの構造においてもブランケットは中空の箱型
構造物であると考えることができる。そこで、図８と図
９では、トロイダル方向３１に垂直な板状の補強材２３
を設置しているが、構造が複雑になり製作性が低下する
などの問題は特に発生しない。8 and 9 show examples of the structure of the blanket having the reinforcing structure of this embodiment. 8 and 9 each show a horizontal sectional view of the blanket 1 which is long in the vertical direction and which is perpendicular to the vertical direction. 8 shows the tritium breeding material 7 in the form of a layer that is long in the vertical direction, and FIG. 9 shows the tritium breeding material 7 placed in a pin 8 that is long in the vertical direction. On the side of the plasma with higher neutron density, the layer is thinner and the pins are thinner so that the cooling efficiency is better. In any structure, in addition to the tritium breeding material 7 inside the blanket, a neutron multiplication material 9 that increases the neutrons generated by the fusion reaction,
There is a coolant 10 for taking out heat generated when tritium is generated. The current blanket design uses LiZrO 3 as the tritium breeder, Be as the neutron multiplier and H 2 as the coolant.
O is considered, they cannot be strong reinforcements, and in any structure the blanket can be considered to be a hollow box-type structure. Therefore, in FIGS. 8 and 9, the plate-shaped reinforcing member 23 perpendicular to the toroidal direction 31 is used.
However, there is no particular problem such as a complicated structure and reduced manufacturability.
【００４８】尚、ブランケット内部構造としては上記し
た構造に限らず、補強材２３との干渉がすくない構造で
あることが重要である。The internal structure of the blanket is not limited to the structure described above, but it is important that the structure does not interfere with the reinforcing material 23.
【００４９】図１０は、本発明の第２の実施例を示す図
である。本実施例では、上下方向３２に長いブランケッ
ト１のプラズマ側に、トロイダル方向３１に連続するシ
−ルド板４２を設ける。同図では、シ−ルド板４２はト
ロイダル方向に１／３周しか示していないが、実際には
１周連続するシ−ルド板４２を設ける。シ−ルド板４２
にはトロイダル方向３１に長い長穴４６を設け、その長
穴４６を貫通するボルト２５によって、シ−ルド板４２
はブランケットのプラズマ側の面１１に固定される。更
にシ−ルド板４２とブランケットのプラズマ側の面１１
との間には隙間４７を設ける。この固定によれば、シ−
ルド板４２はブランケットのプラズマ側の面１１とトロ
イダル方向３１及び主半径方向３０に独立に移動でき
る。尚、シ−ルド板４２とブランケットのプラズマ側の
面１１との間の電気的な接続の有無は電磁力の低減効果
には関係しない。FIG. 10 is a diagram showing a second embodiment of the present invention. In this embodiment, a shield plate 42 continuous in the toroidal direction 31 is provided on the plasma side of the blanket 1 which is long in the vertical direction 32. Although only one third of the shield plate 42 is shown in the toroidal direction in the figure, the shield plate 42 is actually provided for one continuous round. Shield plate 42
Is provided with a long hole 46 elongated in the toroidal direction 31, and the shield plate 42 is secured by the bolt 25 penetrating the long hole 46.
Are fixed to the plasma side surface 11 of the blanket. Further, the shield plate 42 and the surface 11 of the blanket on the plasma side.
A gap 47 is provided between According to this fixing,
The rudder plate 42 can move independently of the plasma-side surface 11 of the blanket in the toroidal direction 31 and the main radial direction 30. The presence or absence of electrical connection between the shield plate 42 and the plasma side surface 11 of the blanket is not related to the effect of reducing the electromagnetic force.
【００５０】プラズマに近い位置にあるシ−ルド板４２
には、プラズマから到達する中性子密度が高くブランケ
ットのプラズマ側の面１１と比べ温度が高くなる。しか
し、上記したシ−ルド板の固定法では、シ−ルド板４２
はブランケットのプラズマ側の面１１とトロイダル方向
３１及び主半径方向３０に独立に移動できることから、
両者の温度差による熱変形の違いによる熱応力は発生し
ない。Shield plate 42 located near the plasma
In this case, the neutron density reaching from the plasma is high and the temperature is higher than that of the surface 11 on the plasma side of the blanket. However, in the method of fixing the shield plate described above, the shield plate 42
Can move independently in the plasma side 11 of the blanket and in the toroidal direction 31 and the main radial direction 30,
No thermal stress occurs due to the difference in thermal deformation due to the temperature difference between the two.
【００５１】図３において説明したように、トロイダル
方向のシ−ルド手段にはディスラプション時に主半径方
向の電磁力が発生する。本実施例のシ−ルド板４２は、
トロイダル方向３１に一周した円筒状の構造となってい
ることから主半径方向の力に対して強い構造となってい
る。As described with reference to FIG. 3, an electromagnetic force in the main radial direction is generated in the shield means in the toroidal direction during disruption. The shield plate 42 of this embodiment is
Since it has a cylindrical structure that makes one turn in the toroidal direction 31, it has a strong structure against the force in the main radial direction.
【００５２】第１の実施例ではブランケットを電気的に
接続することで磁気的なシ−ルド効果を持たせていた
が、本実施例ではシ−ルド板をブランケットとは機械的
に独立させたことを特徴としている。シ−ルド板４２は
ブランケット１のポ−ト穴４３を塞がないように設置す
る必要があり、図１０ではポ−ト穴４３の上部及び下部
にシ−ルド板４２を設置した例を示している。電磁力を
低減するという観点からは、トロイダル方向に一周した
シ−ルド板でプラズマをできるだけ広範囲で被うことが
望ましいが、トロイダル方向に一周したシ−ルド板をブ
ランケットに発生する渦電流の大きさに応じて設けるこ
とでも、ブランケットに発生する渦電流がシ−ルドさ
れ、それに伴い電磁力も低減される。従って、図３で説
明したようにディスラプション時に発生する渦電流の大
部分はシェル４１に流れることから、その渦電流を減少
するには図１０に示したシェル４１を被うようにシ−ル
ド板４２を置くのが最適である。In the first embodiment, the blanket is electrically connected to have a magnetic shield effect, but in this embodiment, the shield plate is mechanically independent of the blanket. It is characterized by that. It is necessary to install the shield plate 42 so as not to close the port hole 43 of the blanket 1. FIG. 10 shows an example in which the shield plate 42 is installed above and below the port hole 43. ing. From the viewpoint of reducing the electromagnetic force, it is desirable to cover the plasma with a shield plate that makes one round in the toroidal direction as much as possible, but the size of the eddy current generated in the blanket on the shield plate that makes one full circle in the toroidal direction. The eddy current generated in the blanket is shielded and the electromagnetic force is also reduced accordingly. Therefore, as described in FIG. 3, most of the eddy current generated at the time of disruption flows in the shell 41. Therefore, in order to reduce the eddy current, it is necessary to cover the shell 41 shown in FIG. It is best to place the rudder board 42.
【００５３】尚、シ−ルド板４２はシェル４１を被うよ
うに設置するのが望ましいが、シェル４１から位置がず
れていてもプラズマとブランケットの間にトロイダル方
向に一周したシ−ルド板が位置することで同様な効果が
期待できる。また、本実施例でのブランケット自体には
強い電磁力の発生は無いが、例えば図１や図１３のよう
な補強構造をブランケット内部に施すことが有効である
ことは勿論である。また、ブランケットの熱応力の発生
を減少させるため、ブランケット間の接続はプラズマ側
又は真空容器側の一方とする必要がある。The shield plate 42 is preferably installed so as to cover the shell 41. However, even if the shield plate 42 is displaced from the shell 41, a shield plate that makes one turn in the toroidal direction between the plasma and the blanket is provided. The same effect can be expected by being located. Further, although the blanket itself does not generate a strong electromagnetic force in the present embodiment, it is of course effective to provide the blanket with a reinforcing structure as shown in FIGS. 1 and 13, for example. Also, in order to reduce the occurrence of thermal stress on the blanket, the connection between the blankets must be on either the plasma side or the vacuum vessel side.
【００５４】図１１は、本発明の第３の実施例に係る核
融合装置のブランケット構造を示している。真空容器２
内にトロイダル方向に並べられたブランケット１は、隣
合うブランケットのプラズマ側の面１１を電気的及び機
械的に接続した接続部２８を持つ。真空容器側の面１２
は、熱応力の発生を防止するため機械的な接続を行わな
い。この実施例ではブランケットの接続個所が、アクセ
スが容易で作業領域が十分にあるプラズマ側であること
から、接続部２８ではブランケットを設置後にブランケ
ットの隙間に角材等を挿入し、溶接などで接続する。FIG. 11 shows a blanket structure of a nuclear fusion device according to a third embodiment of the present invention. Vacuum container 2
The blankets 1 arranged in the toroidal direction have a connection portion 28 that electrically and mechanically connects the plasma-side surfaces 11 of the adjacent blankets. Vacuum container side 12
Does not make a mechanical connection to prevent the generation of thermal stress. In this embodiment, since the blanket connection point is on the plasma side where access is easy and the work area is sufficient, at the connection portion 28, after installing the blanket, a square material or the like is inserted into the gap between the blankets and connected by welding or the like. .
【００５５】接続部２８の位置は渦電流が強く流れる場
所とすることが効果的である。図３で説明したようにシ
ェルに渦電流が強く流れるため、接続部２８を図１２に
示すようにシェルのあるポ−ト穴４３の上部付近及び下
部付近に設け、隣合うブランケット１のシェル４１をト
ロイダル方向３１に接続することが重要である。更に、
シェル以外にも渦電流がある程度流れること、及び接続
部２８では機械的にも接続され構造的に強くすることが
できることから、電磁力の低減及び強度の向上の観点か
ら接続部２８はブランケットのプラズマ側の面１１の大
部分を接続することが望ましい。しかし電磁力低減に関
しては、上下方向３２におけるポ−ト穴４３のある領域
には渦電流が小さいので図１２中の点線で囲んだ領域４
４などでは、接続部２８を設ける必要性は小さい。It is effective that the position of the connecting portion 28 is a place where the eddy current strongly flows. Since the eddy current strongly flows in the shell as described in FIG. 3, the connection portion 28 is provided near the upper portion and the lower portion of the port hole 43 having the shell as shown in FIG. It is important to connect the toroidal direction 31. Furthermore,
Since eddy currents flow to some extent in addition to the shell, and the connection portion 28 can be mechanically connected and structurally strong, the connection portion 28 is a blanket plasma from the viewpoint of reducing electromagnetic force and improving strength. It is desirable to connect most of the side faces 11 together. However, regarding the electromagnetic force reduction, since the eddy current is small in the region having the port hole 43 in the vertical direction 32, the region 4 surrounded by the dotted line in FIG.
4, the necessity of providing the connecting portion 28 is small.
【００５６】本実施例では、機械的な接続部２８が板厚
の薄いプラズマ側のみであることから、ディスラプショ
ン時にプラズマ側の面１１に発生する主半径方向の電磁
力に対して補強が必要である。その補強は主半径方向の
電磁力に対してトロイダル方向の強度も向上させる構造
が有利である。図１３に、本実施例でブランケット内に
補強を施した例を示す。この補強構造では、補強材２９
はブランケット１の両側面１３間を接続し、トロイダル
方向３１に強度を持たせている。更に、補強材２９はプ
ラズマ側の面１１と真空容器側の面１２とを接続するこ
とで、プラズマ側の面１１に発生する主半径方向３０の
電磁力を補強材２９を介して板厚の厚い真空容器側の面
１２に伝えることができ、強度的に強い構造とすること
ができる。 本実施例の補強構造を施したブランケット
の内部構造を図１４に示す。図１４はブランケット１の
トロイダル方向３１に垂直な断面図を示す。同図には上
下方向に長いブランケットの一部分を示している。本実
施例は図５で説明したブランケットの内部構造と類似し
ており、その違いは補強材２９の方向の変化に合わせて
ピンの方向を上下方向からトロイダル方向としたことで
あり、ピン内の構造は一致している。このようなブラン
ケットの内部構造としても、構造が複雑になり製作性が
低下するなどの問題は発生しない。In the present embodiment, since the mechanical connecting portion 28 is only on the plasma side having a thin plate thickness, it is possible to reinforce the electromagnetic force in the main radial direction generated on the surface 11 on the plasma side during disruption. is necessary. For the reinforcement, a structure that also improves the strength in the toroidal direction against the electromagnetic force in the main radial direction is advantageous. FIG. 13 shows an example in which the blanket is reinforced in this embodiment. In this reinforcing structure, the reinforcing material 29
Connects the both side surfaces 13 of the blanket 1 and has strength in the toroidal direction 31. Further, the reinforcing member 29 connects the surface 11 on the plasma side and the surface 12 on the vacuum container side, so that the electromagnetic force in the main radial direction 30 generated on the surface 11 on the plasma side is increased by the plate thickness of the reinforcing member 29. It can be transmitted to the thick surface 12 on the vacuum container side, and a strong structure can be obtained. FIG. 14 shows the internal structure of the blanket provided with the reinforcing structure of this embodiment. FIG. 14 shows a sectional view of the blanket 1 perpendicular to the toroidal direction 31. The figure shows a part of a blanket that is long in the vertical direction. This embodiment is similar to the internal structure of the blanket described in FIG. 5, and the difference is that the direction of the pin is changed from the vertical direction to the toroidal direction according to the change of the direction of the reinforcing member 29. The structures are consistent. Even with such an internal structure of the blanket, there is no problem that the structure is complicated and the manufacturability is deteriorated.
【００５７】尚、ブランケットの内部構造としては上記
した構造に限らず、補強材２９との干渉がすくない構造
であることが重要である。The internal structure of the blanket is not limited to the above-mentioned structure, but it is important that the internal structure of the blanket is less likely to interfere with the reinforcing material 29.
【００５８】以上の実施例は、核融合炉のブランケット
を対象としたものであるが、ブランケット以外の遮蔽体
やダイバ−タ等の炉内構造物においても同様の効果を期
待出来ることは勿論である。Although the above-mentioned embodiments are intended for the blanket of the fusion reactor, the same effect can be expected in the reactor internal structures such as the shield and the diverter other than the blanket. is there.
【００５９】[0059]
【発明の効果】本発明によれば、炉内構造物の主半径方
向の渦電流を減少できるので、この渦電流が原因で炉内
構造物の側面に発生する強大な電磁力を低減することが
できる。 また、炉内構造物のプラズマ側の面又は真空
容器側の面のうち少なくとも一方を機械的に接続しない
ことにより、プラズマ側と真空容器側の温度差に基づく
熱変形を許容し、熱応力を低減することができる。According to the present invention, since the eddy current in the main radial direction of the reactor internal structure can be reduced, the strong electromagnetic force generated on the side surface of the reactor internal structure due to the eddy current can be reduced. You can Further, by not mechanically connecting at least one of the plasma-side surface and the vacuum vessel-side surface of the furnace internal structure, thermal deformation based on the temperature difference between the plasma side and the vacuum vessel side is allowed, and thermal stress is reduced. It can be reduced.
【図１】本発明の第１の実施例に係る核融合装置の要部
水平断面図。FIG. 1 is a horizontal sectional view of essential parts of a nuclear fusion device according to a first embodiment of the present invention.
【図２】トカマク型核融合装置の要部破断斜視図。FIG. 2 is a fragmentary perspective view of the tokamak fusion device.
【図３】ディスラプション時に本発明実施例に係るブラ
ンケットに発生する電磁力の解析説明図。FIG. 3 is an analysis explanatory diagram of an electromagnetic force generated in a blanket according to an embodiment of the present invention during disruption.
【図４】ブランケットの電気的接続部の構造例を示す
図。FIG. 4 is a diagram showing a structural example of an electrical connection portion of a blanket.
【図５】ブランケットの電気的接続部の他の構造例を示
す図。FIG. 5 is a diagram showing another structural example of the electrical connection portion of the blanket.
【図６】ブランケットの電気的接続部の取付け位置の説
明図。FIG. 6 is an explanatory view of a mounting position of an electrical connection portion of a blanket.
【図７】ブランケットの機械的接続部の構造例を示す
図。FIG. 7 is a diagram showing a structural example of a mechanical connection portion of a blanket.
【図８】ブランケットの構成例を示す図。FIG. 8 is a diagram showing a configuration example of a blanket.
【図９】ブランケットの他の構成例を示す図。FIG. 9 is a diagram showing another configuration example of a blanket.
【図１０】本発明の第２の実施例に係るシ−ルド板の取
付け位置の説明図。FIG. 10 is an explanatory view of the mounting position of the shield plate according to the second embodiment of the present invention.
【図１１】本発明の第３の実施例に係る核融合装置の要
部水平断面図。FIG. 11 is a horizontal sectional view of essential parts of a nuclear fusion device according to a third embodiment of the present invention.
【図１２】ブランケットの電気的及び機械的接続部の取
付け位置の説明図。FIG. 12 is an explanatory view of the mounting positions of the electrical and mechanical connection parts of the blanket.
【図１３】ブランケットの補強構造の説明図。FIG. 13 is an explanatory diagram of a blanket reinforcing structure.
【図１４】ブランケットの上下方向断面図。FIG. 14 is a vertical sectional view of a blanket.
【図１５】従来のトカマク型核融合装置の上下方向断面
図。FIG. 15 is a vertical sectional view of a conventional tokamak fusion device.
【図１６】従来の核融合装置の真空容器とブランケット
の構造の説明図。FIG. 16 is an explanatory view of a structure of a vacuum container and a blanket of a conventional nuclear fusion device.
【図１７】ディスラプション時に従来のブランケットに
発生する電磁力の解析説明図。FIG. 17 is an analysis explanatory diagram of an electromagnetic force generated in a conventional blanket during disruption.
１…ブランケット、２…真空容器、３…ポロイダル磁場
コイル、４…トロイダル磁場コイル、５…プラズマ、６
…ポート、７…トリチウム増殖材、８…ピン、９…中性
子増倍材、１０…冷却材、１１…プラズマ側の面、１２
…真空容器側の面、１３…側面、１４…渦電流の流線、
１５…上下方向の磁場、１６…プラズマ側の面に発生す
る主半径方向の電磁力、１７…側面に発生するトロイダ
ル方向の電磁力、１８…トロイダル方向の磁場、１９…
側面に発生する上下方向の電磁力、２０…プラズマ側の
面に発生する主半径方向の電磁力、２１…電気的接続
部、２２…機械的接続部、２３…補強材、２４…導電性
構造物、２５…ボルト、２６…ベアリング、２７ａ…ピ
ストン状構造物、２７ｂ…シリンダー状構造物、２８…
電気的及び機械的接続部、２９…補強材、３０…主半径
方向、３１…トロイダル方向、３２…上下方向、４１…
シェル、４２…シールド板、４３…ポート穴、４４…上
下方向におけるポ−ト穴のある領域、４５…プラズマ加
熱装置、４６…長穴、４７…隙間1 ... Blanket, 2 ... Vacuum container, 3 ... Poloidal magnetic field coil, 4 ... Toroidal magnetic field coil, 5 ... Plasma, 6
... Port, 7 ... Tritium breeding material, 8 ... Pin, 9 ... Neutron multiplication material, 10 ... Cooling material, 11 ... Plasma side surface, 12
... vacuum container side surface, 13 ... side surface, 14 ... eddy current streamline,
15 ... Vertical magnetic field, 16 ... Electromagnetic force in main radial direction generated on plasma-side surface, 17 ... Electromagnetic force in toroidal direction generated on side surface, 18 ... Magnetic field in toroidal direction, 19 ...
Electromagnetic force in the vertical direction generated on the side surface, 20 ... Electromagnetic force in the main radial direction generated on the plasma side surface, 21 ... Electrical connection portion, 22 ... Mechanical connection portion, 23 ... Reinforcing material, 24 ... Conductive structure Object, 25 ... Bolt, 26 ... Bearing, 27a ... Piston-like structure, 27b ... Cylinder-like structure, 28 ...
Electrical and mechanical connection part, 29 ... Reinforcing material, 30 ... Main radial direction, 31 ... Toroidal direction, 32 ... Vertical direction, 41 ...
Shell, 42 ... Shield plate, 43 ... Port hole, 44 ... Area with vertical port hole, 45 ... Plasma heating device, 46 ... Oblong hole, 47 ... Gap
フロントページの続き (72)発明者 阿部 充志 茨城県日立市大みか町七丁目２番１号 株 式会社日立製作所エネルギー研究所内 (72)発明者 竹内 一浩 茨城県日立市大みか町七丁目２番１号 株 式会社日立製作所エネルギー研究所内 (72)発明者 木下 茂美 茨城県日立市幸町三丁目１番１号 株式会 社日立製作所日立工場内 (72)発明者 西尾 敏 茨城県那珂郡那珂町大字向山801番地の１ 日本原子力研究所 那珂研究所内Front page continued (72) Inventor Mitsushi Abe 7-2-1 Omika-cho, Hitachi City, Ibaraki Prefecture Energy Research Laboratory, Hitachi Ltd. (72) Inventor Kazuhiro Takeuchi 7-2-1 Omika-cho, Hitachi City, Ibaraki Prefecture Incorporated company Hitachi Ltd. Energy Research Institute (72) Inventor Shigumi Kinoshita 3-1-1, Saiwaicho, Hitachi-shi, Ibaraki Hitachi Ltd. Hitachi factory (72) Inventor Satoshi Nishio Oku Mukayama, Naka-machi, Naka-gun, Ibaraki Prefecture No.801 No.1 Inside the Naka Institute of the Japan Atomic Energy Research Institute
Claims (25)
造物と、該炉内構造物を囲む真空容器とを備えた核融合
装置において、 前記プラズマと前記炉内構造物との間に該炉内構造物を
磁気的にシ−ルドする磁気シ−ルド手段を設けたことを
特徴とする核融合装置。1. A nuclear fusion device comprising a reactor internal structure installed so as to surround plasma and a vacuum container surrounding the reactor internal structure, wherein the reactor is provided between the plasma and the reactor internal structure. A nuclear fusion device comprising magnetic shield means for magnetically shielding the internal structure of a reactor.
段は、トロイダル方向に一周した構造であることを特徴
とする核融合装置。2. The nuclear fusion device according to claim 1, wherein the magnetic shield means has a structure that makes one round in the toroidal direction.
段は、ブランケットのシェル間を接続する手段であるこ
とを特徴とする核融合装置。3. The fusion device according to claim 1, wherein the magnetic shield means is means for connecting shells of a blanket.
造物と、該炉内構造物を囲む真空容器とを備えた核融合
装置において、 前記プラズマのディスラプション時に前記炉内構造物に
発生する渦電流を、プラズマ電流の時定数以上の時定数
で減衰させる手段を、前記プラズマと前記炉内構造物と
の間に設けたことを特徴とする核融合装置。4. A nuclear fusion device comprising a reactor internal structure installed so as to surround the plasma, and a vacuum container surrounding the reactor internal structure, wherein the reactor internal structure is provided when the plasma is disrupted. A nuclear fusion device, characterized in that means for attenuating the generated eddy current with a time constant equal to or greater than the time constant of the plasma current is provided between the plasma and the reactor internal structure.
造物と、該炉内構造物を囲む真空容器とを備えた核融合
装置において、 前記プラズマのディスラプション時に前記炉内構造物の
主半径方向に流れる渦電流を減少させる手段を設けたこ
とを特徴とする核融合装置。5. A nuclear fusion device comprising a reactor internal structure installed so as to surround the plasma, and a vacuum container surrounding the reactor internal structure, wherein the reactor internal structure is provided during the disruption of the plasma. A fusion device comprising means for reducing an eddy current flowing in a main radial direction.
造物と、該炉内構造物を囲む真空容器とを備えた核融合
装置において、 前記プラズマのディスラプション時に前記炉内構造物の
トロイダル方向に流れる渦電流を増加させる手段を設け
たことを特徴とする核融合装置。6. A nuclear fusion device comprising a reactor internal structure installed so as to surround plasma, and a vacuum container surrounding the reactor internal structure, wherein the reactor internal structure is provided during the disruption of the plasma. A fusion device comprising means for increasing an eddy current flowing in a toroidal direction.
造物と、該炉内構造物を囲む真空容器とを備えた核融合
装置において、 前記プラズマのディスラプション時に前記炉内構造物の
トロイダル方向に流れる渦電流を、主半径方向に流れる
渦電流の１０倍以上とする手段を設けたことを特徴とす
る核融合装置。7. A nuclear fusion device comprising a reactor internal structure installed so as to surround plasma and a vacuum container surrounding the reactor internal structure, wherein the reactor internal structure is provided during the disruption of the plasma. A nuclear fusion device comprising means for making the eddy current flowing in the toroidal direction 10 times or more that of the eddy current flowing in the main radial direction.
造物と、該炉内構造物を囲む真空容器とを備えた核融合
装置において、 前記炉内構造物のプラズマ側を電気的に接続する電気的
接続手段を設けたことを特徴とする核融合装置。8. A nuclear fusion device comprising a reactor internal structure installed so as to surround plasma and a vacuum container surrounding the reactor internal structure, wherein the plasma side of the reactor internal structure is electrically connected. A nuclear fusion device, characterized in that it is provided with an electrical connection means.
造物と、該炉内構造物を囲む真空容器とを備えた核融合
装置において、 前記炉内構造物のプラズマ側を電気的に接続する電気的
接続手段と、 前記炉内構造物の真空容器側を機械的に接続する機械的
接続手段とを設けたことを特徴とする核融合装置。9. A nuclear fusion device comprising a reactor internal structure installed so as to surround the plasma and a vacuum container surrounding the reactor internal structure, wherein the plasma side of the reactor internal structure is electrically connected. And a mechanical connecting means for mechanically connecting the vacuum vessel side of the reactor internal structure with each other.
構造物と、該炉内構造物を囲む真空容器とを備えた核融
合装置において、 前記炉内構造物のプラズマ側を電気的に接続し且つ熱変
形を逃がす電気的接続手段と、 前記炉内構造物の真空容器側を機械的に接続する機械的
接続手段とを設けたことを特徴とする核融合装置。10. A nuclear fusion device comprising a reactor internal structure installed so as to surround the plasma and a vacuum container surrounding the reactor internal structure, wherein the plasma side of the reactor internal structure is electrically connected. And a mechanical connection means for mechanically connecting the vacuum vessel side of the reactor internals with each other, and a nuclear fusion device.
いて、 前記電気的接続手段は、トロイダル方向に隣接する炉内
構造物のプラズマ側をトロイダル方向に接続することを
特徴とする核融合装置。11. The fusion device according to claim 8, wherein the electrical connection unit connects the plasma side of the reactor internal structure adjacent to each other in the toroidal direction in the toroidal direction. .
いて、 前記電気的接続手段は、上下方向における前記炉内構造
物のポ−ト穴の上部付近及び下部付近で接続することを
特徴とする核融合装置。12. The electrical connection means according to claim 8, wherein the electrical connection means is connected near an upper portion and a lower portion of a port hole of the reactor internal structure in a vertical direction. Fusion device.
いて、 前記電気的接続手段は、上下方向における前記炉内構造
物のポ−ト穴のある領域以外で接続することを特徴とす
る核融合装置。13. The core according to any one of claims 8 to 10, wherein the electrical connection means connects in a region other than a region having a port hole of the reactor internal structure in a vertical direction. Fusion device.
いて、 前記電気的接続手段は、前記炉内構造物に対して摺動可
能な構造を有することを特徴とする核融合装置。14. The nuclear fusion device according to claim 8, wherein the electrical connection unit has a structure slidable with respect to the internal reactor structure.
いて、 前記電気的接続手段は、前記炉内構造物に対して伸縮自
在な構造を有することを特徴とする核融合装置。15. The nuclear fusion device according to claim 8, wherein the electrical connecting means has a structure capable of expanding and contracting with respect to the reactor internal structure.
いて、 前記炉内構造物のプラズマ側と真空容器側の面を接続す
る補強材を設けたことを特徴とする核融合装置。16. The nuclear fusion device according to claim 8, further comprising a reinforcing member that connects a surface of the reactor internal structure on a plasma side and a surface on a vacuum vessel side.
いて、 前記炉内構造物のプラズマ側の面の主半径方向の変形を
抑制する手段を設けたことを特徴とする核融合装置。17. The nuclear fusion device according to claim 8, further comprising means for suppressing deformation of a surface of the reactor internal structure on a plasma side in a main radial direction.
構造物と、該炉内構造物を囲む真空容器とを備えた核融
合装置において、 前記炉内構造物間を該炉内構造物の熱変形を逃がす接続
手段で接続することを特徴とする核融合装置。18. A nuclear fusion device comprising a reactor internal structure installed so as to surround plasma and a vacuum container surrounding the reactor internal structure, wherein the reactor internal structure is provided between the reactor internal structures. A nuclear fusion device characterized by being connected by a connecting means for releasing thermal deformation.
構造物と、該炉内構造物を囲む真空容器とを備えた核融
合装置において、 前記炉内構造物のプラズマ側を電気的及び機械的に接続
する接続手段を設けたことを特徴とする核融合装置。19. A nuclear fusion device comprising a reactor internal structure installed so as to surround the plasma and a vacuum container surrounding the reactor internal structure, wherein the plasma side of the reactor internal structure is electrically and mechanically. A nuclear fusion device characterized in that it is provided with connection means for electrically connecting.
の真空容器側を該炉内構造物の熱変形を逃がす手段で接
続したことを特徴とする核融合装置。20. The nuclear fusion device according to claim 19, wherein the vacuum vessel side of the reactor internal structure is connected by means for releasing thermal deformation of the reactor internal structure.
方向の機械的強度を補強する補強材を設けたことを特徴
とする核融合装置。21. The nuclear fusion device according to claim 19 or 20, further comprising a reinforcing member that is connected to the plasma-side surface of the reactor internal structure and that reinforces the mechanical strength in the toroidal direction. .
ンケットと、該ブランケットを囲む真空容器とを備えた
核融合装置において、 トロイダル方向に並べられた隣合うブランケットのプラ
ズマ側を電気的に接続し且つ熱変形を逃がす電気的接続
手段と、 前記隣合うブランケットの真空容器側を機械的に接続す
る機械的接続手段と、 前記ブランケットのプラズマ側と真空容器側の面を接続
する補強材とを備えることを特徴とする核融合装置。22. A fusion device comprising a blanket installed so as to surround plasma and a vacuum container surrounding the blanket, wherein the plasma sides of adjacent blankets arranged in the toroidal direction are electrically connected and An electrical connection means for escaping thermal deformation, a mechanical connection means for mechanically connecting the vacuum vessel sides of the adjacent blankets, and a reinforcing material for connecting the plasma side and the vacuum vessel side surface of the blanket. Fusion device characterized by.
ンケットと、該ブランケットを囲む真空容器とを備えた
核融合装置において、 トロイダル方向に並べられた隣合うブランケットのプラ
ズマ側を電気的および機械的に接続する接続手段と、 前記ブランケットのプラズマ側の面に接続し、トロイダ
ル方向の機械的強度を補強する補強材とを備えることを
特徴とする核融合装置。23. A fusion device comprising a blanket installed so as to surround plasma and a vacuum container surrounding the blanket, wherein plasma sides of adjacent blankets arranged in the toroidal direction are electrically and mechanically. A fusion device comprising: connecting means for connecting; and a reinforcing member that connects to a plasma-side surface of the blanket and reinforces mechanical strength in a toroidal direction.
に設置された複数の炉内構造物と、該炉内構造物を囲む
真空容器と、該真空容器に設けられたポ−トと、前記プ
ラズマを閉じ込める磁場を発生するトロイダル磁場コイ
ル及びポロイダル磁場コイルと、各磁場コイルに電流を
供給する電源と、前記プラズマを加熱するプラズマ加熱
装置と、前記隣合う炉内構造物のプラズマ側を電気的に
接続し且つ熱変形を逃がす第１の接続手段と、前記隣合
う炉内構造物の真空容器側を機械的に接続する第２の接
続手段と、前記炉内構造物のプラズマ側と真空容器側の
面を接続する補強材とを備えることを特徴とする核融合
装置。24. A plurality of reactor internals installed in a toroidal direction so as to surround the plasma, a vacuum container surrounding the reactor internals, a port provided in the vacuum container, and the plasma A toroidal magnetic field coil and a poloidal magnetic field coil that generate a confining magnetic field, a power supply that supplies a current to each magnetic field coil, a plasma heating device that heats the plasma, and the plasma side of the adjacent in-core structure are electrically connected. And a second connecting means for mechanically connecting the adjacent vacuum container sides of the internal structures, and a plasma side and a vacuum container side of the internal structures. A nuclear fusion device, comprising: a reinforcing material for connecting surfaces.
内構造物と、トロイダル方向に並べられプラズマを囲む
ように設置された前記複数の炉内構造物を収納する真空
容器とを備える核融合装置において、 隣接する炉内構造物間のプラズマ側をトロイダル方向に
電気的に接続する手段を備えることを特徴とする核融合
装置。25. A plurality of furnace internals that are electrically and mechanically separated, and a vacuum container that is arranged in the toroidal direction and is installed so as to surround the plasma are provided. A nuclear fusion device comprising means for electrically connecting the plasma side between adjacent reactor internals in a toroidal direction.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP5332199A JP3058547B2 (en) | 1993-12-27 | 1993-12-27 | Nuclear fusion device |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP5332199A JP3058547B2 (en) | 1993-12-27 | 1993-12-27 | Nuclear fusion device |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH07191162A true JPH07191162A (en) | 1995-07-28 |
| JP3058547B2 JP3058547B2 (en) | 2000-07-04 |
Family
ID=18252286
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP5332199A Expired - Fee Related JP3058547B2 (en) | 1993-12-27 | 1993-12-27 | Nuclear fusion device |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JP3058547B2 (en) |
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2680839C1 (en) * | 2018-03-05 | 2019-02-28 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" | Detachable electrically insulating connection of the blanket module and the vacuum chamber of a fusion reactor |
| JP2019516075A (en) * | 2016-03-21 | 2019-06-13 | ステート・アトミック・エナジー・コーポレーション・ロスアトム・オン・ビハーフ・オブ・ザ・ロシアン・フェデレーションＳｔａｔｅ Ａｔｏｍｉｃ Ｅｎｅｒｇｙ Ｃｏｒｐｏｒａｔｉｏｎ ‘Ｒｏｓａｔｏｍ’ Ｏｎ Ｂｅｈａｌｆ Ｏｆ Ｔｈｅ Ｒｕｓｓｉａｎ Ｆｅｄｅｒａｔｉｏｎ | Device for securing a blanket module to a fusion reactor vacuum vessel |
| CN112820422A (en) * | 2019-11-18 | 2021-05-18 | 核工业西南物理研究院 | Adjustable connection structure of ultrathin plate in tokamak device |
| CN115527694A (en) * | 2022-11-04 | 2022-12-27 | 中国科学院合肥物质科学研究院 | Water-cooling divertor system of Tokamak fusion reactor |
Families Citing this family (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2579444C1 (en) * | 2015-05-22 | 2016-04-10 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" | Device for electrical connection of intra-chamber components with vacuum housing of thermonuclear reactor |
-
1993
- 1993-12-27 JP JP5332199A patent/JP3058547B2/en not_active Expired - Fee Related
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2019516075A (en) * | 2016-03-21 | 2019-06-13 | ステート・アトミック・エナジー・コーポレーション・ロスアトム・オン・ビハーフ・オブ・ザ・ロシアン・フェデレーションＳｔａｔｅ Ａｔｏｍｉｃ Ｅｎｅｒｇｙ Ｃｏｒｐｏｒａｔｉｏｎ ‘Ｒｏｓａｔｏｍ’ Ｏｎ Ｂｅｈａｌｆ Ｏｆ Ｔｈｅ Ｒｕｓｓｉａｎ Ｆｅｄｅｒａｔｉｏｎ | Device for securing a blanket module to a fusion reactor vacuum vessel |
| RU2680839C1 (en) * | 2018-03-05 | 2019-02-28 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" | Detachable electrically insulating connection of the blanket module and the vacuum chamber of a fusion reactor |
| CN112820422A (en) * | 2019-11-18 | 2021-05-18 | 核工业西南物理研究院 | Adjustable connection structure of ultrathin plate in tokamak device |
| CN115527694A (en) * | 2022-11-04 | 2022-12-27 | 中国科学院合肥物质科学研究院 | Water-cooling divertor system of Tokamak fusion reactor |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JP3058547B2 (en) | 2000-07-04 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| Tobita et al. | Compact DEMO, SlimCS: design progress and issues | |
| Najmabadi et al. | Spherical torus concept as power plants—the ARIES-ST study | |
| Azizov et al. | Tokamak DEMO-FNS: concept of magnet system and vacuum chamber | |
| JP3058547B2 (en) | Nuclear fusion device | |
| Tamura et al. | Design of structural components for the helical reactor FFHR-d1A | |
| Yamamoto et al. | Design of stabilizing plate of JT-60SA | |
| Parker | ITER in-vessel system design and performance | |
| Zhang et al. | Design and thermal-hydraulic analysis for CFETR divertor OVT in consideration of RH compatibility | |
| Team | The impact of materials selection on the design of the International Thermonuclear Experimental Reactor (ITER) | |
| Barnard et al. | Assessing the feasibility of a high-temperature, helium-cooled vacuum vessel and first wall for the Vulcan tokamak conceptual design | |
| Chen et al. | Neutronic design issues of the WCLL and HCPB power plant models | |
| Parker et al. | Progress in the design of in-vessel components for ITER | |
| Nishio et al. | Engineering aspects of a steady state tokamak reactor (SSTR) | |
| Kim et al. | Effect of an additional ferromagnetic material on the toroidal magnetic field ripple in the ITER | |
| Sager et al. | First wall-shield design considerations for ETF | |
| Huang et al. | Overview of fusion-fission hybrid reactor design study in China | |
| Takatsu et al. | Layered pebble bed concept for ITER breeding blanket | |
| Takahashi et al. | Development and design of an ECRF launching system for ITER | |
| JPH0511079A (en) | Metallic port | |
| Morimoto et al. | Design progress of the ITER in-wall shielding | |
| JP3058546B2 (en) | Fusion device and its vacuum vessel | |
| Kikuchi et al. | Blanket–plasma interaction in tokamaks: Implication from JT-60U, JFT-2M and reactor studies | |
| Nakamura et al. | Design of port structure between vacuum vessel and cryostat in JT-60SA | |
| Utin et al. | Design approach of the vacuum vessel and thermal shields towards assembly at the ITER-site | |
| Rollet et al. | Radiation damage calculations for Ignitor components |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| LAPS | Cancellation because of no payment of annual fees |