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Ding, F.*; Luo, G.-N.*; Pitts, R.*; Litnovsky, A.*; Gong, X.*; Ding, R.*; Mao, H.*; Zhou, H.*; Wampler, W. R.*; Stangeby, P. C.*; et al.
Journal of Nuclear Materials, 455(1-3), p.710 - 716, 2014/12
被引用回数：25 パーセンタイル：88.12(Materials Science, Multidisciplinary)A movable material probe system (Material and Plasma Evaluation System: MAPES) with an independent pumping system and a sample exchange chamber has been developed and installed on a horizontal port of the EAST tokamak for studies of plasma material interaction (PMI). In the 2012 experimental campaign, deposition and erosion were studied for three samples: mock-up of the outer first wall panels (FWPs) in ITER, castellated tungsten, and molybdenum mirrors. The FWPs with carbon deposition layer were exposed to helium plasmas. The maximum erosion rate of the carbon was valuated to be 8 nm/s. The castellated tungsten with rectangular cells and roof-like shaped cells was exposed to deuterium plasmas to compare amount of deposits on the gap surface. The amount of carbon and boron impurities on the gap surface of the roof-like shaped cells were reduced to less than 30% compared with that of the rectangular cells. The molybdenum mirrors of which protective ducts are installed in front were exposed to deuterium plasmas in order to investigate effects of length of the ducts. It was found that the reflectivity of the mirrors with 60 mm-long protective ducts is kept the initial reflectivity.
Tillack, M. S.*; Turnbull, A. D.*; Kessel, C. E.*; 朝倉 伸幸; Garofalo, A. M.*; Holland, C.*; Koch, F.*; Linsmeier, Ch.*; Lisgo, S.*; Maingi, R.*; et al.
Nuclear Fusion, 53(2), p.027003_1 - 027003_23, 2013/02
被引用回数：5 パーセンタイル：21.97(Physics, Fluids & Plasmas)周辺プラズマ物理及びプラズマ対向材相互作用の専門家によるITER後の核融合炉について現状の検討と今後の課題について評価するARIESワークショップが2010年5月に開催された。ダイバータ物理,モデリング,実験結果,それらの比較検討、核融合炉計画プログラムなどのトピックスが議論された。
Loarte, A.*; Lipschultz, B.*; Kukushkin, A. S.*; Matthews, G. F.*; Stangeby, P. C.*; 朝倉 伸幸; Counsell, G. F.*; Federici, G.*; Kallenbach, A.*; Krieger, K.*; et al.
Nuclear Fusion, 47(6), p.S203 - S263, 2007/06
被引用回数：859 パーセンタイル：98.25(Physics, Fluids & Plasmas)1999年にNuclear Fusion誌に出版されたITER物理基盤以来、ITERの設計及び運転に必要な周辺プラズマ及びプラズマ相互作用における現在のトカマク装置の研究成果がまとめられた。大きく進展した実験分野として、境界層及びダイバータにおける熱・粒子輸送,第一壁と周辺プラズマとの相互作用,ELM熱流の輸送と壁相互作用,非接触プラズマと中性粒子の輸送,高Z及び低Z材料の損耗と輸送及び堆積,トリチウムの対向材への吸着とその除去方法等が挙げられる。これらの進展と同時に、周辺プラズマ及びプラズマ材料相互作用のモデリングも大きく進展した。現状のデータをもとにITERにおいて期待されるダイバータ性能や対向材料の寿命などについて議論した。
Lipschultz, B.*; 朝倉 伸幸; Bonnin, X.*; Coster, D. P.*; Counsell, G.*; Doerner, R.*; Dux, R.*; Federici, G.*; Fenstermacher, M. E.*; Fundamenski, W.*; et al.
Proceedings of 21st IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2006) (CD-ROM), 8 Pages, 2007/03
国際トカマク物理活動(ITPA)スクレイプオフ層(SOL)及びダイバータ物理トピカルグループが、各国のトカマク実験データを検討した成果を発表する。(1)ELMによりSOLへ排出されたプラズマが極性ドリフトにより第一壁方向へ輸送されるモデルを、リミターでの熱負荷計測結果に基づき提案した。この場合、ITERにおいてELMによるリミターが受ける熱負荷は損失エネルギーの10-20%と考えられる。(2)ディスラプション時のダイバータへの熱負荷について最近のデータをまとめた。高密度ディスラプションでは、熱崩壊時以前に最大80%のエネルギーが放射損失により失われること,熱崩壊時は熱流束の幅が広がることなどが実験データベースから明らかとなった。ITERにおけるダイバータへの熱負荷は以前の予測よりも減少した。ただし、内部輸送障壁の崩壊や垂直変異イベントでは大きな熱負荷と考えられる。また、不純物のガスジェット及びペレット入射による熱負荷の緩和結果についても述べる。ほかに(3)ITERにおけるトリチウムの蓄積量の予測,(4)タングステンタイル、及び炭素タイルにおける複合プラズマ材料相互作用に関してもまとめる。
Chankin, A. V.; Stangeby, P. C.*
Proceedings of 30th EPS Conference on Controlled Fusion and Plasma Physics (CD-ROM), 4 Pages, 2003/00
多くのトカマク装置(JET, JT-60U, DIII-D, ASDEX-U)において観測されている、ダイバータの内外非対称性,スクレイプオフ層の流れ,プライベート領域のEXB流、及び最近のシミュレーション結果をドリフト流の観点から見直す。そして、スクレイプオフ層の巨視的なドリフト流がダイバータの内外非対称性を作り出しているメカニズムであることを提案する。
