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上田 良夫*; 大宅 薫*; 芦川 直子*; 伊藤 篤史*; 小野 忠良*; 加藤 太治*; 川島 寿人; 河村 学思*; 剣持 貴弘*; 斎藤 誠紀*; et al.
プラズマ・核融合学会誌, 88(9), p.484 - 502, 2012/09
特定領域科研費「核融合炉実現を目指したトリチウム研究の新展開」のレビューのうち第3章4節を執筆した。JT-60Uの30秒Hモード放電では外側ダイバータ板からの炭化水素の発生量が多いときに容器内に残留する水素量が増加することを示した。さらに外側ダイバータ板から発生した炭化水素がプラズマ中でどのような経路を輸送されるのかを調べるため、人為的に外側ダイバータから
CH
を注入する実験を行い、実験後にダイバータ・タイルを取り出しタイル上の堆積物を同定した。その結果、注入口のほぼ正面の内側ダイバータ・タイル上にCが多量のHとともに検出された。この結果は、磁力線を横切った輸送が支配的であること、及びCとHが結合した形態で輸送された可能性が高いことを示しており、これらから中性の炭化水素、すなわちCH
, x=1
4の形態で外側ダイバータから内側ダイバータまで輸送されたと解釈される。
矢本 昌平*; 星野 一生; 本間 裕貴*; 畑山 明聖*; Bonnin, X.*; Coster, D.*; Schneider, R.*
no journal, ,
To understand the impurity transport in fusion edge plasma, systematic study of the dependence of tungsten impurity transport on the background plasma conditions are needed. In this study, as the first step, the dependence of the impurity transport on the upstream plasma density has been studied by impurity transport code IMPGYRO for the fixed background plasma profiles obtained from SOLPS code in a model Tokamak geometry of JT-60U tungsten experiments. The density profiles of tungsten are compared between the low background deuterium density (Case A: n
= 
m
at core side boundary) and the high background deuterium density (Case B: n = 
m at core side boundary). The impurity density profile in the SOL is more localized at the low field side for Case B. These features are possibly explained by the force balance between the thermal force and the friction force.
本間 裕貴; 星野 一生; 矢本 昌平*; 朝倉 伸幸; 徳永 晋介; 畑山 明聖*; 坂本 宜照; 日渡 良爾; 飛田 健次
no journal, ,
本研究の目標は、SOL/ダイバータプラズマ統合シミュレーションコードSONICと高Z不純物輸送シミュレーションコードIMPGYROを用いて、原型炉タングステンダイバータの損耗の評価を行い、損耗を低減するダイバータ設計・運転シナリオに反映することである。背景となる原型炉SOL/ダイバータプラズマの密度・温度・流速分布はSONICによって計算する。この背景プラズマ分布中でタングステン原子/イオンの輸送過程をIMPGYROによって追跡する。スパッタによる損耗量と再堆積量からダイバータの正味の損耗速度を評価することを目指す。現在、SONICコードとIMPGYROコードのデータインターフェイスを開発し、SONICコードにより計算された背景プラズマ分布を基に、損耗しイオン化したタングステンの軌道計算がIMPGYROコードで可能になった。本発表では大半径8.2m、出力1.5GWの原型炉における不純物輸送テスト計算結果及びダイバータ損耗評価の初期結果について報告する。
巽 瞭子*; 本間 裕貴; 矢本 昌平*; 高原 啓輔*; 石橋 和大*; 畑山 明聖*
no journal, ,
ITERや原型炉など高出力のプラズマ核融合装置開発を念頭に、今後さらに信頼性の高いプラズマ輸送シミュレーションコード開発と輸送モデル高度化が求められる。これまで、周辺領域における核融合プラズマ流体方程式は主に次の2つの解法で扱われてきた:(1)SOLPSやSONICなどにおける有限微分法。(現在は空間について2次元で扱っている。空間3次元化によるモデル高度化は計算量の増大がネックとなっている。)(2)EMC3やE3Dなどにおけるモンテカルロ法。(テスト粒子を用いたモンテカルロ法によって流体方程式を解く。空間3次元化によるモデル高度化は比較的容易であるが、適切な境界条件の設定が難しい。)本研究では上記有限微分法とモンテカルロ法によるプラズマ流体方程式解法のベンチマークを行うと共に、モンテカルロ解法の適切な境界条件の設定について体系的に明らかにすることを目標とする。1次元問題のベンチマークテスト計算の結果、密度・モーメンタム・エネルギー保存の式それぞれにおいて、有限微分法とモンテカルロ法による解の良好な一致が得られた。
井上 春如*; 本間 裕貴; 矢本 昌平*; 畑山 明聖*
no journal, ,
核融合炉実現には炉中不純物挙動の理解と制御手法の開発が必要不可欠である。本研究ではトカマク中でのクーロン衝突に起因する不純物輸送過程のうち、古典・新古典輸送の運動論的数値モデリングを行っている。磁場を横切る古典・新古典輸送は、不純物の自己拡散、背景プラズマ密度勾配によるインワードピンチ(Inward pinch, IWP)、熱力による温度遮蔽効果の3つの輸送機構からなる。これまで、古典及びPfirsch-Schluter衝突域における新古典輸送の運動論モデル開発が完了した。本研究ではモデルをさらに拡張し、Plateau・Banana衝突域における不純物新古典輸送(自己拡散とIWP)モデルを開発した。Plateau領域における新古典IWPの背景プラズマ安全係数依存性をはじめ、不純物新古典輸送のパラメータ依存性に関する複数のテスト計算を行い、理論値と計算値の良好な一致が得られた。発表ではこれらテスト計算結果を示し、本モデルの妥当性を示す。
星野 一生; 朝倉 伸幸; 徳永 晋介; 清水 勝宏; 本間 裕貴; 染谷 洋二; 宇藤 裕康; 坂本 宜照; 飛田 健次
no journal, ,
核融合原型炉設計において、ダイバータ除熱性能の向上とダイバータ熱負荷の低減は極めて重要な課題である。本発表では、核融合出力1.5GWの原型炉のダイバータ概念設計について除熱の観点から検討した結果を報告する。物理設計では、主プラズマの現設計案を念頭に、まずは低SOL密度のSONIC解析を行い、
m程度の低SOL密度でも、主プラズマからの排出パワーの80%を不純物放射させれば、熱負荷を7MW/m
以下に低減できることを明らかにした。しかし、損耗については課題として残っており、検討を継続している。工学設計では、200度の加圧水を使用した銅合金配管を組み込んだタングステンモノブロックターゲットについて、10MW/mの熱負荷を与えた場合の熱輸送解析を行った。タングステンアーマーの最高温度は表面で1021度、銅合金配管の最高温度は331度であり、妥当と考えられる結果が得られた。以上の成果から、大半径8.2m、核融合出力1.5GWの原型炉において、除熱の観点では物理設計と工学設計の折り合いの見通しを得ることができた。今後、より詳細な解析を進め、設計領域の指針を示す予定である。
