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報告書

Heat Load Reduction of the Divertor Plate and Formation of Dense and Cold Divertor Plasma by Remote Radiative Cooling in DOUBLET-III and INTOR; IAEA INTOR Workshop Report, Phase IIA, Group B

嶋田 道也; 永見 正幸; 伊尾木 公裕*; 出海 滋*; 前野 勝樹; 横溝 英明; 新谷 吉郎*; 吉田 英俊; N.H.Brooks*; C.L.Hsieh*; et al.

JAERI-M 9862, 23 Pages, 1981/12

JAERI-M-9862.pdf:0.43MB

ダブレットIIIにおける遠隔放射冷却に関するダイバータ実験の総括を行い、INTORでの遠隔放射冷却の可能性を論じた。ダブレットでは主プラズマの密度を上げるにつれ、ダイバータ部の放射損失が増加し、最大でジュール加熱パワーの約50%にも達する。この結果、ダイバータプレートの熱負荷が約1/6に下り、ダイバータプラズマが低温(10eV以下)、かつ高密度(5$$times$$10$$^{1}$$$$^{3}$$cm$$^{-}$$$$^{3}$$以上)になる。この結果を将来の核融合炉に適用できれば、ダイバータ付トカマクの欠点であるダイバータプレートの熱負荷問題と腐食問題とが大幅に改善される。簡単なモデル計算により、INTOR炉でも遠隔放射冷却が可能であることを示した。

報告書

Correlations between Plasma Shape and the Externally Applied Equilibrium Field of Dee-Shaped Plasmas; Doublet-III Experimental Report, 10

横溝 英明; 新谷 吉郎*; 永見 正幸; 嶋田 道也; 吉田 英俊; 伊尾木 公裕*; 出海 滋*; 狐崎 晶雄

JAERI-M 9763, 21 Pages, 1981/10

JAERI-M-9763.pdf:0.46MB

ダブレットIIIにおけるD型断面プラズマの電磁流体平衡解析から、プラズマ形状と外部平衡磁場との相互関係が得られた。プラズマ最外殻磁気面の非円形度と三角形度は、磁気軸における平衡磁場のn指数、h指数とプラズマ電流分布とに相関がある。非円形度は、n指数、プラズマ電流分布、及び、三角形度に依存する。三角形度は、h指数に対し線形の関係がある。

報告書

Study of Equilibrium and Axisymmetric Stability of Dee-Shaped Plasmas in Doublet III

横溝 英明; 永見 正幸; 嶋田 道也; N.H.Brooks*; R.P.Seraydarian*; 新谷 吉郎*; 前野 勝樹; 吉田 英俊; 伊尾木 公裕*; 出海 滋*; et al.

JAERI-M 9698, 29 Pages, 1981/09

JAERI-M-9698.pdf:0.69MB

非円形度1.8までのプラスマをダブレットIII装置で安定に制御することかできた。装置の制御応答が不十分なため、1.8以上の非円形プラズマは垂直方向に不安定となる。この不安定を制御している電源を断にすることによって、いろんな非円形度のプラズマの位置不安定の成長率を測定し、コイルによるパッシブな安定化効果を考慮した値と比較した。

報告書

High Density Low-q Discharges with D-Shaped Plasmas in Doublet-III

永見 正幸; 吉田 英俊; 新谷 吉郎*; G.Johns*; 横溝 英明; 嶋田 道也; 伊尾木 公裕*; 出海 滋*; 狐崎 晶雄

JAERI-M 9589, 40 Pages, 1981/07

JAERI-M-9589.pdf:0.86MB

ダブレッドIIIにおける安全係数の最小値は2である。しかしながら、D形断面プラズマでは、トロイダル効果と形状制御磁場により安全係数がプラズマ表面で急激に増大するため、単純に断面形状のみを考慮した安全係数は1.5に相当する。これは従来の炉設計で想定しているプラズマ電流の値をはるかに上回る値である。低安全係数放電により以下に示す優れたプラズマ性能か得られる。1)高プラズマ密度(村上係数7.8)、2)平担な温度分布、3)ジュール加熱のみで体積平均べー夕1%。

報告書

Energy Confinement of Ohmically Heated D-Shaped Plasma in Doublet III; Doublet-III Experimental Report, 8

永見 正幸; 横溝 英明; 嶋田 道也; 吉田 英俊; 伊尾木 公裕*; 出海 滋*; 新谷 吉郎*; G.Jahns*; D.Baker*; C.Armentrout*; et al.

JAERI-M 9509, 22 Pages, 1981/05

JAERI-M-9509.pdf:0.59MB

Doublet-IIIにおいて、D形断面と円形断面プラズマの比較を行い以下の結果を得た。電子エネルギ閉じ込め時間はneq$$^{ast}$$に比例し、イオンのエネルギ閉じ込め時間は新古典理論の2倍までの大きさで証明される。特に、D形断面プラズマは円形断面プラズマに比較し大きなプラズマ電流を流せるため、高電子密度領域では、イオンのエネルギ損失を軽減することによりエネルギ閉じ込め時間は著しく増大する。即ち、Doublet-IIIにおいて、エネルギ閉じ込め時間は、大プラズマ電流、高電子密度、D形断面条件下で最大(75msec)となる。

報告書

Helium Compression and Enrichment with Poloidal Diverter; Double-III Experimental Report, 7

嶋田 道也; 永見 正幸; 伊尾木 公裕*; N.H.Brooks*; R.Groebner*; R.P.Seraydarian*; 横溝 英明; 出海 滋*; 新谷 吉郎*; 吉田 英俊; et al.

JAERI-M 9470, 9 Pages, 1981/04

JAERI-M-9470.pdf:0.26MB

核融合反応で生成するヘリウム灰の排気にダイバータが有効であることが実験的に示された。ダブレットIIIの真空容器中にヘリウムをガスパフで入射し、電子密度の上昇からプラズマ中のヘリウム量を測定し、ダイバータ付近のヘリウムの分圧を質的分析器で測定した。その結果次の結論を得た。1)ダイバータ付近のヘリウム分圧は、主プラズマが高密度になる程増加し、ヘリウムのプラズマ中の混入量を電子密度の1%に押えても、ダイバータ付近のヘリウム分圧が3.6$$times$$10$$^{-}$$$$^{5}$$Torrに達する。2)ダイバータなしの放電では、ヘリウム分圧はダイバータありの場合の約十分の1である。3)ダイバータ付高電子密度プラズマでは、ヘリウムがダイバータ付近で水素に対して濃縮される。

論文

Reduction of divertor plate heat load in doublet III

前野 勝樹; 伊尾木 公裕*; 出海 滋*; 狐崎 晶雄; 永見 正幸; 嶋田 道也; 横溝 英明; 吉田 英俊

Nuclear Fusion, 21(11), p.1474 - 1477, 1981/00

https://doi.org/10.1088/0029-5515/21/11/012
 被引用回数：5 パーセンタイル：40.43(Physics, Fluids & Plasmas)

ダイバータ・プレートの表面温度を赤外線カメラを用いて測定した。赤外線カメラの時間および空間分解能は、それぞれ30msecおよび直径2.7mmである。平均電子密度1.5$$times$$10$$^{1}$$$$^{3}$$cm$$^{-}$$$$^{3}$$、プラズマ電流360kAのとき、ダイバータ・プレート表面の最大温度上昇は約120$$^{circ}$$Cであり、熱流束密度の最大値は約250Wcm$$^{-}$$$$^{2}$$である。ダイバータ・プレートの温度上昇は、主プラズマの電子密度の増大にしたがって減少する。ダイバータ・プレートの熱負荷の軽減は、ダイバータ領域の放射損失の増大によって可能である。

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