Overview of goals and performance of ITER and strategy for plasma-wall interaction investigation

嶋田 道也; Costley, A. E.*; Federici, G.*; 伊尾木 公裕*; Kukushkin, A. S.*; Mukhovatov, V.*; Polevoi, A. R.*; 杉原 正芳

Journal of Nuclear Materials, 337-339, p.808 - 815, 2005/03

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2004.09.063

ITERは燃焼プラズマの研究と実現を目的とした核融合実験炉である。その特徴は、加熱パワーのほとんどがアルファ加熱によって供給されるということである。ITERは現在運転中の装置からの顕著なステップであり、かつ核融合炉開発において不可欠のステップである。ITERの成功は、プラズマ壁相互作用の制御のいかんにかかっていると言っても過言ではない。ITERは熱束,粒子束及び時間スケールにおいて現在の装置を一桁ないし二桁上回るからである。ITERにおけるプラズマ壁相互作用の制御の戦略として、セミクローズ・ダイバータ,強力な燃料補給と排気,ディスラプション及びELM制御,交換可能なプラズマ対向材料、及び段階を追った運転などを計画している。

トカマク炉用ヘリウム排気装置に関する調査

五明 由夫*; 中村 和幸; 村上 義夫

JAERI-M 82-037, 48 Pages, 1982/04

JAERI-M-82-037.pdf:1.17MB

準定常トカマク炉に不可欠な大容量ヘリウム排気装置開発の背景と現状を調査した。必要ヘリウム排気速度は排気口でヘリウム圧力により決る。近年プラズマ粒子バランスの評価が進み、INTOR規模の炉に必要な排気速度は10Torrで10l/s程度とする考え方が支配的である。米国TSTAプロジェクトでクライオポンプの評価が進み、活性炭を吸着剤とするクライオソープション法とアルゴンガス凝縮層によるクライオトラッピング法が有望であることが示された。ターボ分子ポンプを適用するには、数千l/sの排気速度を有し、大容量トリチウム取扱設備として認められるポンプを開発する必要があると考えられる。