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論文

Plasma boundary and first-wall diagnostics in ITER

Pitcher, C. S.*; Andrew, P.*; Barnsley, R.*; Bertalot, L.*; Counsell, G. G.*; Encheva, A.*; Feder, R. E.*; 波多江 仰紀; Johnson, D. W.*; Kim, J.*; et al.

Journal of Nuclear Materials, 415(Suppl.1), p.S1127 - S1132, 2011/08

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Materials Science, Multidisciplinary)

ITER plasma boundary and first-wall diagnostics are summarized in terms of their physical implementation and physics motivation. The challenge of extracting diagnostic signals while maintaining nuclear shielding is discussed, as well as the problems associated with high levels of erosion and redeposition.

論文

Overview of high priority ITER diagnostic systems status

Walsh, M.*; Andrew, P.*; Barnsley, R.*; Bertalot, L.*; Boivin, R.*; Bora, D.*; Bouhamou, R.*; Ciattaglia, S.*; Costley, A. E.*; Counsell, G.*; et al.

Proceedings of 23rd IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2010) (CD-ROM), 8 Pages, 2011/03

The ITER device is currently under construction. To fulfil its mission, it will need a set of measurement systems. These systems will have to be robust and satisfy many requirements hitherto unexplored in Tokamaks. Typically, diagnostics occupy either a removable item called a port plug, or installed inside the machine as an intricate part of the overall construction. Limited space availability has meant that many systems have to be grouped together. Installation of the diagnostic systems has to be closely planned with the overall schedule. This paper will describe some of the challenges and systems that are currently being progressed.

論文

Defining the infrared systems for ITER

Reichle, R.*; Andrew, P.*; Counsell, G.*; Drevon, J.-M.*; Encheva, A.*; Janeschitz, G.*; Johnson, D. W.*; 草間 義紀; Levesy, B.*; Martin, A.*; et al.

Review of Scientific Instruments, 81(10), p.10E135_1 - 10E135_5, 2010/10

 被引用回数:23 パーセンタイル:71.53(Instruments & Instrumentation)

ITER will have wide angle viewing systems and a divertor thermography diagnostic which shall provide infrared coverage of the divertor and large parts of the first wall surfaces with spatial and temporal resolution adequate for operational purposes and higher resolved details of the divertor and other areas for physics investigations. We propose specifications for each system such that they jointly respond to the requirements. Risk analysis driven priorities for future work concern mirror degradation, interfaces with other diagnostics, radiation damage to refractive optics, reflections and the development of calibration and measurements methods for varying optical and thermal target properties.

論文

Comparison of the spatial and temporal structure of type-I ELMs

Kirk, A.*; 朝倉 伸幸; Boedo, J. A.*; Beurskens, M.*; Counsell, G. F.*; Eich, T.*; Fundamenski, W.*; Herrmann, A.*; 鎌田 裕; Leonard, A. W.*; et al.

Journal of Physics; Conference Series, 123, p.012011_1 - 012011_10, 2008/00

 被引用回数:22 パーセンタイル:97.86

トカマク・プラズマ周辺部で発生するタイプ-1ELMにより、熱・粒子はスクレイプ・オフ層に排出され、一部は磁力線方向に伸びた線状のプラズマ束(フィラメント)として伝搬が測定されている。本論文は、多くのトカマクで測定されたフィラメントの形状及び発生から第一壁へ向かう運動についてまとめた。フィラメントは、プラズマ周辺部でELM発生前に生成されるが、ポロイダル方向に伸びた断面形状であり装置の大きさに伴い増加する。排出されたフィラメントのトロイダル方向の回転速度は低下するが、半径方向に伝搬する速度はそのまま維持される傾向があり、第一壁への熱負荷の主な原因となる。1本のフィラメントは、ELMによりスクレイプ・オフ層に排出されたエネルギー損失全体の最大2.5%である。

論文

Progress in the ITER physics basis, 4; Power and particle control

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:726 パーセンタイル:96.49(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。

論文

Plasma-surface interaction, scrape-off layer and divertor physics; Implications for ITER

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。

論文

Survey of type I ELM dynamics measurements

Leonard, A. W.*; 朝倉 伸幸; Boedo, J. A.*; Becoulet, M.*; Counsell, G. F.*; Eich, T.*; Fundamenski, W.*; Herrmann, A.*; Horton, L. D.*; 鎌田 裕; et al.

Plasma Physics and Controlled Fusion, 48(5A), p.A149 - A162, 2006/05

 被引用回数:40 パーセンタイル:80.65(Physics, Fluids & Plasmas)

この論文は、さまざまなトカマク装置で観測されているタイプI ELMダイナミクスの測定結果をまとめたものである。ペデスタル部から吐き出されたフィラメント構造による対流的な損失,周辺磁場のエルゴディック化や磁力線の再結合による磁力線に平行方向の輸送増加,径電場シアが消失することによる乱流輸送の増加といった輸送機構がELM輸送の可能性として推量されている。種々の実験結果を検証し、これらの輸送モデルとの比較・検証を行った。

論文

Edge localized mode physics and operational aspects in tokamaks

B$'e$coulet, M.*; Huysmans, G.*; Sarazin, Y.*; Garbet, X.*; Ghendrih, P.*; Rimini, F.*; Joffrin, E.*; Litaudon, X.*; Monier-Garbet, P.*; An$'e$, J.-M.*; et al.

Plasma Physics and Controlled Fusion, 45(12A), p.A93 - A113, 2003/12

 被引用回数:83 パーセンタイル:92.45(Physics, Fluids & Plasmas)

炉心級のプラズマにおけるELMに関する実験的,理論的な研究の進展をレビューした論文である。最近の理論的なアプローチでは、線形MHD安定性解析だけでなく、ELMを含んだ非線形輸送モデルが提案されている。これらのモデルと高速なペデスタル圧力分布の崩壊,磁気揺動,スクレイプオフ層の輸送といった実験的観測との比較が行われた。現在得られているtype I ELMのスケーリングをITERに外挿するとダイバータ板への熱負荷が問題となる。近年、高三角度及び高密度領域において、高閉じ込めを維持したまま小さなELMが得られる領域が各装置で見つかっており、これら小振幅ELMの特徴とITERへの適用性に関して議論している。一方、内部輸送障壁とELMの両立性が幾つかの装置で問題になっているが、ELMの振幅を低減することで両立することが可能になった事例を報告している。さらに、周辺電流,ペレット入射,不純物入射,外部磁場摂動等を用いたELMの動的制御法の開発とITERへの適用性について議論している。

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