Asakura, Nobuyuki; Sakamoto, Yoshiteru; Ueda, Yoshio*
核融合炉の設計で、熱と粒子の制御の役割を担うダイバータは最重要課題である。核融合出力がITERより数倍大きな原型炉におけるダイバータ設計の検討状況と物理課題を原子力機構で検討しているSlimCSを例としてまとめた。周辺部へ排出される熱流は500-600MWであり、ダイバータでプラズマを低温化するための物理課題は多い。ITERの非接触ダイバータを発展した形状で、不純物ガスを入射する手法によりシミュレーションで計算された熱負荷は、排出される熱流の98%を放射損失してはじめて熱負荷の最大値を10MW/m
に低減できるが、プラズマ性能や運転条件が限られるため大きな問題である。今後、熱負荷をより低減できる形状や磁場配位を検討する必要がある。ELMなどの周期的な短時間に大きな熱流を放出する現象の緩和・制御手法の開発は、閉じ込め性能が高いプラズマを維持するために不可欠であり、原型炉ではITERよりさらに効果的に行う必要がある。放出されるエネルギーが小さいELMでの運転開発、さらに低減する手法の開発と同時に、SOL及びダイバータで熱流の径方向への輸送機構を理解し、それを制御することもダイバータへの熱流の制御のためには重要である。
no abstracts in English
使用言語 |
: | Japanese |
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掲載資料名 |
: | |
巻 |
: | 87 |
号 |
: | Suppl. |
ページ数 |
: | p.98 - 111 |
発行年月 |
: | 2011/02 |
キーワード |
: | no keyword |
論文URL |
: |
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論文解説記事 |
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Access |
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- Accesses |
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Altmetrics |
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