High-Temperature Superconducting Helical Divertor Coils for Heat Flux Reduction in FFHR
柳 長門, 三戸 利行, 後藤 拓也, 田中 照也, 今川 信作, 相良 明男 （NIFS）
Abstract:ヘリオトロン（LHD）型核融合エネルギー炉 FFHR の概念設計が鋭意進められている。炉設計において重要な課題のひとつとして、荷電粒子が最終的に真空容器壁に到達するダイバータ部における熱・粒子負荷低減がある。今回、ダイバータ近傍の真空容器外側に小さなヘリカルコイルを設置して、メインのヘリカルコイルの２〜３％の電流を交流で印加することによって、熱・粒子負荷の分散（ダイバータスイープ）を行うことを検討している。工学設計として、このヘリカルダイバータコイルに高温超伝導（HTS）導体を適用することは有効と考える。必要なコイル電流値は 750 kA 程度であり、30 kA 級導体、25ターンで構成することを検討しており、導体にはＹ系薄膜線材を緩く撚り合わせた構造を候補としている。交流の周波数は 0.5 Hz 程度であり、真空容器（放射線シールド）による磁気遮蔽効果や、導体の交流損失について検討を進めている。これらについて報告を行う。