Development of instrumentation and control systems for the ITER diagnostic systems in JADA

山本 剛史; 橋本 慰登*; 北澤 真一; 谷塚 英一; 波多江 仰紀; 杉江 達夫; 小川 宏明; 竹内 正樹; 河野 康則; 伊丹 潔

Fusion Engineering and Design, 96-97, p.1012 - 1016, 2015/10

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2015.06.119

日本国内機関では、ITER計画において6種類のプラズマ計測装置の調達を担当している。原子力機構では、ITER標準ソフトウェアを用いて、統括制御機能、シーケンス制御管理機能及びデータ収集機能を含むITER計測装置用計装制御システムを開発した。統括制御機能は、センサーの健全性検査、計測条件の設定及び計測条件間の一貫性検査といった計測のための内部処理を管理する。我々は、Python言語を用いてフローチャートからEPICS(Experimental Physics and Industrial Control System)のコードを生成するツール及びシーケンス制御管理機能を開発した。EPICSは、運転手順のトリガー及び進行を示すために使用される。シーケンス制御管理機能は、EPICSを用いてプラント状態の変化を監視することにより、運転手順の進行を管理する。EPICSと運転手順の関連付けは、上記ツールにより自動的に行われる。我々は、熱電対計測システムに関して、上記の計装制御システムの性能を検証した。また、さらに複雑な計測装置向けに本設計を適用していく予定である。

Development of divertor IR thermography for ITER

竹内 正樹; 杉江 達夫; 小川 宏明; 石川 正男; 嶋田 恭彦; 草間 義紀

Plasma and Fusion Research (Internet), 8(Sp.1), p.2402147_1 - 2402147_5, 2013/11

https://doi.org/10.1585/pfr.8.2402147

ダイバータIRサーモグラフィーはITER計画において日本が調達する計測装置の一つであり、その概念設計の進展について報告する。光学系に関して、ミラーサイズを小さくし、迷路構造を設けることで計測要求の空間分解能と中性子遮蔽をともに満たす新しい光学系の設計を進めている。必要とされる測定精度を実現するために、検出信号と各種ノイズ(制動放射光,検出器ノイズ,光学部品の熱ノイズ等)を評価した。制動放射光は600C以下の低温領域を除き、検出光よりも低くなる見通しである。壁からの反射光については、光学シミュレーションソフト「LightTools」を用いた計算を開始した。観測信号からダイバータ板の表面温度分布を導出する詳細なデータ処理方法、光学系のその場校正手法等の結果についても議論する。

Synthesized intensity of emission lines of hydrogen isotopes and impurities in the ITER divertor plasma

岩前 敦; 杉江 達夫; 小川 宏明; 草間 義紀

Plasma Physics and Controlled Fusion, 53(4), p.045005_1 - 045005_17, 2011/04

https://doi.org/10.1088/0741-3335/53/4/045005

Intensity of emission lines in the ITER divertor plasma is synthesized using a model of the edge and scrape-off layer plasmas. The intensity of hydrogen isotopes and impurities observed with the divertor optical system of the Impurity Influx Monitor (Divertor) is estimated. In both the inner and outer divertor plasmas, ionizing and recombining plasma components are observed for C and recombining plasma component is dominant for C. Line-of-sight integrated spectra are synthesized in the wavelength range of 200 nm to 1000 nm using photon emission coefficients. In order to evaluate the carbon impurity influx, , identifying the plasma component, i.e. ionizing or recombining plasma component, is important.

Divertor impurity-influx monitor for ITER; Spectral throughput measurement on an optical prototype for the upper port and optimization of viewing chords based on computerized tomography

岩前 敦; 杉江 達夫; 小川 宏明; 草間 義紀

Plasma and Fusion Research (Internet), 4, p.042_1 - 042_11, 2009/10

https://doi.org/10.1585/pfr.4.042

We have developed a spectroscopic diagnostics system in ultraviolet and visible wavelength regions for monitoring ITER divertor plasmas. An equivalent-size prototype of the optical components for the upper port-viewing fan array chords has been assembled as a system to measure spectral light throughput coefficient (tendu). Collisional-radiative models for He and C are used to estimate the emission line intensities of helium ash and carbon impurity ions in a divertor plasma of a burning plasma. For the measurement of , the estimated line intensity of C =6-7 meets the time resolution of ITER requirement. A numerical simulation of the computerized tomographic (CT) reconstruction technique has been applied to the divertor plasma region. A Gaussian-type intensity model function with 100 mm (full-width-at-half-maximum) of the impurity emission observed by means of various pairs of fan array-viewing chords is applied based on the CT reconstructs. With the optimized pair of the upper port and the higher gap viewing chords resolve the model function with reasonable resolution. We measure the reflection of the surfaces of carbon-fiber-composite and tungsten blocks, which consist of the plasma-facing divertor target plate and the dome. The reflection of the surface of the tungsten divertor material at H 656.28 nm is 23%, sandblasting the tungsten surface reduces direct reflectance less than 0.7%.

Development of the UV and visible impurity influx monitor (divertor) for ITER

岩前 敦; 小川 宏明; 杉江 達夫; 河西 敏*; 草間 義紀

Proceedings of 18th International Toki Conference on Development of Physics and Technology of Stellarator/Heliotrons en route to Demo (ITC-18) (CD-ROM), p.450 - 453, 2008/12

We are developing a spectroscopic diagnostics system in wavelength region of 2001000 nm for monitoring ITER divertor plasmas, such as the influxes of impurity elements, the position of the ionization front, the electron temperature and density. An equivalent size prototype of the optical components for the upper port spectroscopic diagnostics system has been fabricated and assembled into the system to estimate quantitative light throughput. Line intensities of helium ash and carbon ions are estimated with collisional radiative model. Measured signal intensity is estimated with the prototype spectral throughput and the estimated line radiance. The reflection of the plasma facing materials of divertor, tungsten and carbon fiber composite are measured. The tungsten reflection is 23% at 656 nm. There is anisotropic aspect of the reflection from the tungsten divertor material surface.

Development of impurity influx monitor (Divertor) for ITER

小川 宏明; 杉江 達夫; 河西 敏; 勝沼 淳*; 原 玲丞*; 草間 義紀

Plasma and Fusion Research (Internet), 2, p.S1054_1 - S1054_4, 2007/11

https://doi.org/10.1585/pfr.2.S1054

ダイバータ不純物モニターは、ITERのダイバータ部における不純物,重水素及びトリチウムのスペクトル線の強度分布を測定し、不純物制御及びダイバータプラズマ制御にフィードバックするデータを提供するための計測装置である。光学設計に基づき先端部光学系の機械設計を進めた。設計に際しては上部ポート光学系では、内径300mmのパイプ内に光学系を一体で設置することとし、水平ポート光学系では他機器との干渉を避けた分散型の配置とした。熱解析によリ、核発熱による温度上昇を評価したところ、上部ポートでは最大で50C程度の上昇にとどまっているのに対し、水平ポートでは最大で150Cであった。次に、これらの温度分布より求めた熱歪みが光学性能に与える影響を評価した。その結果、上部ポート光学系では測定位置が約20mm移動する程度であるが水平ポート光学系では測定位置が150mm程度移動することがわかった。一連の解析により、冷却流路を確保しやすい一体型構造の方が除熱の観点からは優れていることが示された。

Compact toroid injection system for JFT-2M

福本 直之*; 小川 宏明; 永田 正義*; 宇山 忠男*; 柴田 孝俊; 柏 好敏; 鈴木 貞明; 草間 義紀; JFT-2Mグループ

Fusion Engineering and Design, 81(23-24), p.2849 - 2857, 2006/11

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2006.07.034

JFT-2Mでは、兵庫県立大学との協力研究で先進燃料補給法であるコンパクト・トロイド(CT)入射による粒子補給法の開発を進めてきた。CTプラズマの性能(速度,密度)は、入射装置の生成電源,加速電源の性能に強く依存する。そのため、高性能で安定な電源が必要とされる。JFT-2M用入射装置の加速電源には、電流値400kA,立上がり時間10s以下の高速大電流電源を使用している。通常このような電源のスイッチにはギャップスイッチが使用されるが、JFT-2M用入射装置では放電時のノイズを低減するため、イグナイトロンを使用した設計となっている。そのため、放電回路のインダクタンスの低減と耐電圧から生成電源では6本、加速電源では14本のイグナイトロンを使用する構成となった。これらのイグナイトロンを同時に駆動するために、印加するスタートパルスの波形や電圧を最適化した。その結果、生成電源,加速電源とも1s以下の精度で放電のタイミングを制御することができた。この電源を使用したCTプラズマの生成加速実験で、生成電源の放電開始から加速電源の放電開始までの遅延時間には最適値があり、1sの違いにより生成されるCTプラズマの性能が大きく変化することが明らかとなった。

Observation of the interaction between the geodesic acoustic mode and ambient fluctuation in the JFT-2M tokamak

井戸 毅*; 三浦 幸俊; 星野 克道; 神谷 健作; 浜田 泰司*; 西澤 章光*; 川澄 義明*; 小川 宏明; 永島 芳彦*; 篠原 孝司; et al.

Nuclear Fusion, 46(5), p.512 - 520, 2006/05

https://doi.org/10.1088/0029-5515/46/5/003

重イオンビームプローブ(HIBP)によるポテンシャル揺動と密度揺動の同時計測により、JFT-2Mトカマクの静電揺動スペクトルと揺動粒子束を明らかにした。周波数約15kHzのコヒーレントな測地的音波モード(GAM)をLモード中に同定した。このモードはセパラトリクスから約3cm内側の位置でピークを持ち電場強度が約1.4kV/mである。算出した乱流揺動粒子束は間欠的であることがわかった。密度揺動は、広帯域にわたってGAMにより変調されており、算出した揺動粒子束もGAMの影響をうけていることがコヒーレンス解析で判明した。Hモードでは、GAMが消え、揺動,揺動粒子束も大きく減少している。算出された大きな間欠的バースト的粒子束の原因解明は今後の課題である。

Design of impurity influx monitor (divertor) for ITER

小川 宏明; 杉江 達夫; 勝沼 淳*; 河西 敏

JAEA-Technology 2006-015, 119 Pages, 2006/03

JAEA-Technology-2006-015.pdf:7.26MB

ダイバータ不純物モニターは、ダイバータ部における不純物,重水素及びトリチウムのスペクトル線の強度分布を測定し、不純物制御及びダイバータプラズマ制御にフィードバックするデータを提供するための計測装置で、昨年度より本システムの設計検討を実施している。光学設計に際しては、製作性と光軸調整用光学系等他の光学系を容易に組込むことができる利点を考慮して、集光光学系を補正レンズと球面鏡を使用したカセグレンテレスコープへ変更することとした。さらに、トロイダル方向の測定視野を拡げて入射光量の増大を図るため、光ファイバー前面にマイクロレンズアレイを設置する構造とした。以上の変更と真空窓有効径(150mm)との整合性を取り、ポート内での有効径を120mmとして光学設計を行った。その結果、各測定視野においてITERで要求されている空間分解能50mmを満たすことができた。さらに、光軸調整機構及びマイクロリトローリフレクターアレイを使用した感度較正機構についても光学設計を行い、プラズマ測定系と組合せ可能な光学系を構築することができた。本システムで使用する検出器の検討を併せて行い、市販されている2次元検出器とデータ収集系を組合せることにより、ITERで要求されている時間分解能を満たす検出系を構築できることがわかった。なお、本研究は、ITER移行措置活動(ITA)の一環として実施したタスクに基づくものである。

Study of SOL/divertor plasmas in JFT-2M

川島 寿人; 仙石 盛夫; 上原 和也; 玉井 広史; 荘司 昭朗*; 小川 宏明; 柴田 孝俊; 山本 正弘*; 三浦 幸俊; 草間 義紀; et al.

Fusion Science and Technology, 49(2), p.168 - 186, 2006/02

https://doi.org/10.13182/FST06-A1093

JFT-2Mトカマクでは、SOL/ダイバータプラズマの物理を理解し、熱・粒子を能動的に制御するための実験研究を進めてきた。1984年のJFT-2M実験開始後10年間は開ダイバータ形状で、ダイバータプラズマの内外非対称性,熱・粒子の輸送,ELM中のSOL電流特性等が明らかとなり物理的理解を進めた。局所排気,境界摂動磁場印加,ダイバータバイアス,周辺加熱などの先進的手法を取り入れ、熱・粒子を能動的に制御できることを実証した。ダイバータでの熱・粒子独立制御性向上を目指し、1995年に熱・粒子束流を考慮しながらダイバータ開口部を狭める閉ダイバータ化を実施した。ダイバータ部から主プラズマ周辺への中性粒子の逆流を抑える遮蔽効果が有効に機能し、主プラズマの高閉じ込め状態を劣化させることなく、ダイバータ板熱負荷を低減するための強力ガスパフが可能となり、n=410m, T=4eVまでの低温高密度ダイバータプラズマを実現することができた。また、高閉じ込めモード中、周辺プラズマにおいて特有の揺動が現れることがわかり、閉じ込めとの関係が示唆された。本論文はこれらの成果のレビューである。