Power and particle control in JT-60SA to support and supplement ITER and DEMO

ITERと原型炉に向けたJT-60SAにおける熱粒子制御

櫻井 真治

Sakurai, Shinji

JT-60Uは超伝導トカマク装置JT-60SAへと改修される。中性子発生量の増大による容器内線量の増加のため、遠隔保守可能なダイバータカセット方式が導入される。15MW/mの除熱のため、ITERと同様の炭素繊維強化炭素モノブロックターゲットを強制水冷ダイバータ板に採用する。100秒を越える放電での除熱のため、すべてのプラズマ対向面は水冷される。ITER相似のプラズマ配位が可能な下側ダイバータの熱負荷と粒子排気効率について、2次元プラズマ流体コード(SOLDOR)と2次元中性粒子モンテカルロコード(NEUT2D)を用いて予測計算を行った。ダイバータ下端とプライベートドームの間にITERと同様の「V型コーナー」を設けた場合、内側ダイバータだけでなく、外側ダイバータにおいても、プラズマデタッチメントが促進され、510個/秒のガス供給時において、ダイバータ板上の熱負荷分布のピークは5.8MW/mまで低下した。一方、「V型コーナー」なしの場合、同じ条件で、ピーク熱負荷は11.4MW/mとなった。

JT-60U will be modified as a fully superconducting coil tokamak JT-60SA. Divertor cassettes are introduced to be maintained by remote handling for high dose rate due to a substantial annual neutron production. A monoblock type carbon fibre composite divertor target will be used to withstand a heat load of 15 MW/m. All of the plasma facing components are water-cooled to handle heat load during 100s or more. Divertor heat load and pumping efficiency for an ITER-like configuration has been evaluated, using 2D plasma fluid (SOLDOR) and neutral Monte-Carlo (NEUT2D) code. In the simulation for the divertor with a "V-shaped corner" like as that in ITER, the plasma detachment occurs near the outer-strike point within the "V-shaped corner", as well as near the inner-strike point, which results in low peak heat flux density 5.8 MW/m for the case with additional gas puff of 5 10/s compared to 11.4 MW/m for the case without "V-shaped corner".