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論文

Present status of manufacturing and R&Ds for the JT-60SA tokamak

東島 智; 鎌田 裕; Barabaschi, P.*; 白井 浩; JT-60SAチーム

Fusion Science and Technology, 68(2), p.259 - 266, 2015/09

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

The JT-60SA superconducting tokamak is now under construction toward the first plasma in March 2019 as a joint project between the Broader Approach (BA) Satellite Tokamak Programme of Europe and Japan, and the Japanese national programme. The JT-60SA mission is to contribute to early realization of fusion energy by supporting ITER and by complementing ITER in resolving key physics and engineering issues for DEMO reactors. Before procurements of the major components, some R&Ds for key techniques were performed. By May 2014, 23 procurement arrangements (PAs) have been launched (JA: 13PAs, EU: 10PAs) covering 87% of the total cost of the BA Satellite Tokamak Programme, and the main components have entered the manufacturing stage. In addition, the JT-60SA tokamak assembly started since January 2013. This paper summarizes the recent progress of the JT-60SA project.

論文

The Emission rates of CH, CD and C$$_{2}$$ spectral bands and a re-evaluation of the chemical sputtering yield of the JT-60U carbon divertor plates

仲野 友英; 東島 智; 久保 博孝; 朝倉 伸幸; 福本 正勝

Nuclear Fusion, 54(4), p.043004_1 - 043004_10, 2014/03

 パーセンタイル:100(Physics, Fluids & Plasmas)

JT-60Uのダイバータプラズマに$$mbox{CH}_4$$を入射し、その入射量に対するCHスペクルバンドの発光強度の比で定義する発光率を測定した。同様に、$$mbox{CD}_4$$, $$mbox{C}_2mbox{H}_4$$及び$$mbox{C}_2mbox{H}_6$$を入射し、それぞれに対するCH, CD及び$$mbox{C}_2$$の発光率を測定した。興味深いことに、$$mbox{CH}_4$$及び$$mbox{CD}_4$$を入射した場合に、$$mbox{C}_2$$発光強度の上昇が観測された。これは、入射したメタンに由来する粒子が、ダイバータ板と化学反応して炭素を2個含む炭化水素が発生したことを示す。ここで整備した発光率データを用いて、過去に測定した化学スパッタリング率を再評価すると、8%から6%に減少し、イオンフラックス及び入射エネルギーに対する依存性は弱くなった。

論文

Heat treatment for CuCrZr cooling tubes for JT-60SA monoblock-type divertor targets

東島 智; 櫻井 真治; 逆井 章

Journal of Nuclear Materials, 417(1-3), p.912 - 915, 2011/10

 被引用回数:5 パーセンタイル:50.9(Materials Science, Multidisciplinary)

JT-60SAダイバータは、100秒間,最大熱流束$$sim$$15MW/m$$^{2}$$を受ける。原子力機構はJT-60SAに向けモノブロック型CFCダイバータターゲットを開発してきた。ターゲットの製作歩留りを上げるためには、CuCrZr冷却管の熱膨張・収縮によるCFCの割れを抑える必要がある。CuCrZrの特性はその熱処理に強く依存し、ターゲットはロウ付け,溶体化処理,時効処理といった製作過程において熱処理される。CuCrZr試験片をターゲットと一緒に熱処理したところ、試験片の強度及び硬さは800$$^{circ}$$C付近の急冷速度が$$sim$$0.65$$^{circ}$$C/sと$$sim$$1.5$$^{circ}$$C/sではほぼ同様であった。これより、遅い急冷速度が許容できることがわかり、試作したモックアップの少なくとも半数が15MW/m$$^{2}$$の高熱流束を除去できる性能を有するに至った。

論文

Design of lower divertor for JT-60SA

櫻井 真治; 東島 智; 林 孝夫; 芝間 祐介; 増尾 大慈*; 尾崎 豪嗣; 逆井 章; 柴沼 清

Fusion Engineering and Design, 85(10-12), p.2187 - 2191, 2010/08

 被引用回数:5 パーセンタイル:56.14(Nuclear Science & Technology)

「幅広いアプローチ活動」におけるサテライトトカマクと国内計画の共同計画として臨界プラズマ試験装置JT-60SAの主要機器の製作が開始された。高加熱パワーでの長パルス放電に対応するため、すべてのプラズマ対向機器は水冷されるとともに、将来の高放射化時には遠隔保守装置での修理点検が必要となる。JT-60SAの下側ダイバータはITERと同様に垂直ダイバータターゲットとプライベートドームを有し、トロイダル方向に10度の幅を持つ36個のカセットから構成される。熱負荷が2MWm$$^{-2}$$以下の領域には水冷ヒートシンクに炭素アーマタイルをボルト固定する。10-15MWm$$^{-2}$$の高熱負荷領域には、ITERと同様のCFCモノブロックターゲットを試験的に導入する。ダイバータカセットの基本設計及び電磁力及び構造解析結果等について報告する。

論文

Mock-up test results of monoblock-type CFC divertor armor for JT-60SA

東島 智; 櫻井 真治; 鈴木 哲; 横山 堅二; 柏 好敏; 正木 圭; 芝間 祐介; 武智 学; 柴沼 清; 逆井 章; et al.

Fusion Engineering and Design, 84(2-6), p.949 - 952, 2009/06

 被引用回数:6 パーセンタイル:50.95(Nuclear Science & Technology)

JT-60Uは、幅広いアプローチ(BA)及び我が国の国内プロジェクトとして、超伝導装置JT-60SAへと改修される。JT-60SAダイバータ板の最大定常熱負荷は15MW/m$$^{2}$$に達すると評価され、強制水冷却のモノブロック型CFCダイバータアーマが有力候補である。JT-60SAダイバータアーマは、CFCブロック,CuCrZrスクリュウ管,無酸素銅の緩衝層から構成され、ロウ付け接合部がアーマにとって鍵となる。ロウ付け接合部の改善を目指してCFC内面をメタライズした結果、試験体がITER要求仕様を超える性能を有することを確認できた。製作方法の改善及び製作歩留りの把握を目的として、一度に製作する量に匹敵する試験体を試作したところ、約半数の試験体が15MW/m$$^{2}$$の除熱性能を有することがわかった。講演では、JT-60SAダイバータアーマの設計・試作の進展をまとめる。

論文

Design, R&D and assessment of performance of the JT-60SA upper divertor

櫻井 真治; 川島 寿人; 東島 智; 清水 勝宏; 正木 圭; 朝倉 伸幸; 芝間 祐介; 逆井 章

Journal of Nuclear Materials, 390-391, p.891 - 894, 2009/06

 被引用回数:1 パーセンタイル:87.33(Materials Science, Multidisciplinary)

「幅広いアプローチ」におけるサテライトトカマクと国内計画の共同プロジェクトである超伝導トカマク装置JT-60SAでは、長パルスの高加熱放電に対応するためプラズマ対向機器はすべて水冷される。遠隔保守のため、カセット方式のダイバータを導入し、ダイバータターゲットはカセット上に取り付けられる。ダイバータターゲットの第一候補は炭素材(C/C材)を冷却管にロウ付けする方式であり、最新の試験体は15MW/m$$^{2}$$$$times$$10秒の繰返し熱負荷に1000回以上耐える性能を示している。非接触ダイバータプラズマ状態を制御してターゲットへの熱負荷を低減できるようにダイバータを設計した。非接触状態を得やすくするため、ITERと同様に垂直ターゲットと「V字コーナー」形状を採用した。2次元流体コード(SOLDOR)と中性粒子モンテカルロコード(NEUT2D)を用いて、ダイバータ熱負荷と排気効率を評価した。外側strike点のピーク熱流束は、「V字コーナー」形状を採用し5$$times$$10$$^{21}$$/sのガスパフを行うと「V字コーナー」なしでの熱流束11.4MW/m$$^{2}$$から5.8MW/m$$^{2}$$まで低下する。

論文

Radiation process of carbon ions in JT-60U detached divertor plasmas

仲野 友英; 久保 博孝; 朝倉 伸幸; 清水 勝宏; 川島 寿人; 東島 智

Journal of Nuclear Materials, 390-391, p.255 - 258, 2009/06

 被引用回数:16 パーセンタイル:20.08(Materials Science, Multidisciplinary)

JT-60Uの非接触ダイバータプラズマから放射される炭素イオンのスペクトル線強度を測定し、それらの強度比を衝突放射モデルを用いて解析した。その結果、プラズマからの放射パワーのうち、60%がC$$^{3+}$$イオン、30%がC$$^{2+}$$イオンによるものであること、及びC$$^{3+}$$はC$$^{2+}$$イオンの電離及びC$$^{4+}$$イオンの体積再結合によってほぼ同程度で生成することが明らかにされた。また、生成したC$$^{3+}$$は再結合によって損失するのではなく、放射領域から輸送によって損失することが示唆された。

論文

Status of JT-60SA tokamak under the EU-JA broader approach agreement

松川 誠; 菊池 満; 藤井 常幸; 藤田 隆明; 林 孝夫; 東島 智; 細金 延幸; 池田 佳隆; 井手 俊介; 石田 真一; et al.

Fusion Engineering and Design, 83(7-9), p.795 - 803, 2008/12

 被引用回数:13 パーセンタイル:26.45(Nuclear Science & Technology)

JT-60SAは、日欧の幅広いアプローチの下で建設する完全超伝導トカマク装置で、ITERや原型炉への貢献を目指している。2007年の両極の国会批准後、実質的には既に建設段階に移行している。JT-60SAは、既存の建屋,電源,プラズマ加熱装置,計測装置などの、JT-60U設備の最大限の有効利用が前提であり、完全に新作する主たる機器は本体装置のみである。最大プラズマは電流5.5MAで、プラズマ主半径3.06m,アスペクト比2.65,非円形度1.76,三確度0.36である。最大プラズマ加熱入力41MW,プラズマ電流のフラットトップ時間は100秒間である。本論文では、トカマク装置本体だけでなく、プラズマ加熱装置や遠隔保守装置の設計などについても言及するとともに、EUとの技術的な議論を踏まえて行った超伝導導体に関する最近の設計変更案などを紹介し、装置の全体像を明らかにする。

論文

Volume recombination of C$$^{4+}$$ in detached divertor plasmas of JT-60U

仲野 友英; 久保 博孝; 朝倉 伸幸; 清水 勝宏; 木島 滋; 藤本 加代子; 川島 寿人; 東島 智

Nuclear Fusion, 47(11), p.1458 - 1467, 2007/11

 被引用回数:18 パーセンタイル:37.33(Physics, Fluids & Plasmas)

JT-60UのX点MARFEを伴う非接触プラズマにおいて、4本のC$$^{3+}$$イオンのスペクトル線を同時に2方向から空間分解能1cmで測定した。そのスペクトル線の強度比を衝突放射モデルで解析した結果、C$$^{3+}$$イオンはC$$^{4+}$$イオンと電子の体積再結合によって生成することを初めて明らかにした。コンピュータトモグラフィ手法により再構築されたC$$^{3+}$$スペクトル線の発光の2次元空間分布から、この体積再結合はX点の直上で発生することが明らかにされ、そこでは電子温度及び電子密度はそれぞれ1.6eV及び1.6$$times$$10$$^{21}$$m$$^{-3}$$と評価された。この体積再結合によって生成したC$$^{3+}$$イオンからの放射パワーは全放射パワーの約20%を占めることが示された。

論文

Study of highly ionized Xe spectra with 3s-3p and 3p-3d transitions in JT-60U reversed shear plasmas

久保 博孝; 佐々木 明; 森林 健悟; 東島 智; 竹永 秀信; 清水 勝宏; 仲野 友英; Whiteford, A.*; 杉江 達夫

Journal of Nuclear Materials, 363-365, p.1441 - 1445, 2007/06

 被引用回数:5 パーセンタイル:56.65(Materials Science, Multidisciplinary)

トカマク型核融合研究では、重不純物の輸送の解明や熱制御の確立のために、キセノンをプラズマに入射する実験が行われてきた。これらの実験では、高温プラズマ中の高電離キセノン・イオンが放射する真空紫外スペクトルを解析することが本来必要であるが、そのような研究報告は今までにほとんどない。JT-60Uでは、負磁気シア・プラズマにキセノンを入射し、4.0-7.0nmの波長域で高電離Xeのスペクトルを測定した。不純物輸送コード,原子構造コード及び衝突放射モデルを用いた計算結果から、4.4-7.0nmの波長域に観測されたスペクトルは、36-43価のキセノン・イオンの3s-3p, 3p-3dの遷移によるスペクトル線であることがわかった。6.0-7.0nmの波長領域では観測されたスペクトルは計算でよく再現できた。しかし、4.4-5.5nmの波長域では観測されたスペクトルは、計算結果よりも4.8nm付近を中心に集中して分布していた。これは、計算(Multiconfiguration Dirac-Fock法)で得られた波長が0.1nm程度実験と異なることが原因と考えられる。

論文

Radiation processes of impurities and hydrogen in detached divertor plasmas of JT-60U

仲野 友英; 久保 博孝; 朝倉 伸幸; 清水 勝宏; 木島 滋; 藤本 加代子; 川島 寿人; 東島 智

Proceedings of 21st IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2006) (CD-ROM), 8 Pages, 2007/03

MARFEを伴う非接触ダイバータプラズマで、C$$^{4+}$$と電子の体積再結合により、C$$^{3+}$$が生成されることが初めて観測された。C$$^{4+}$$からC$$^{3+}$$への再結合束はC$$^{3+}$$からC$$^{4+}$$への電離束と同程度であることに加え、2次元分光計測の結果をもとに発光の空間分布をコンピュータ・トモグラフィーを用いて再構築したところ体積再結合が発生するのはX点直上で、電離が発生する場所の直下であることがわかった。この結果から、ダイバータプラズマの放射パワーの6割から8割を占める、C$$^{3+}$$は体積再結合によりおもに生成される。

論文

Impact of wall saturation on particle control in long and high-power-heated discharges in JT-60U

仲野 友英; 朝倉 伸幸; 竹永 秀信; 久保 博孝; 三浦 幸俊; 清水 勝宏; 木島 滋; 正木 圭; 東島 智; JT-60チーム

Nuclear Fusion, 46(5), p.626 - 634, 2006/05

 被引用回数:17 パーセンタイル:42.17(Physics, Fluids & Plasmas)

長い時間スケールにおけるプラズマ・壁相互作用を理解するため、放電時間を15秒から65秒に、中性粒子ビーム加熱時間を10秒から30秒に伸張した。長時間Hモード放電の後半ではダイバータ板が粒子飽和することが確認された。放電中にダイバータ板での粒子吸収が徐々に減少し、その後、粒子を吸収しない状態に達した。この壁飽和現象によって、ダイバータ排気を有効にしているにもかかわらず中性粒子ビーム以外の粒子供給がなくても主プラズマの密度が上昇した。また、総入力エネルギーが350MJに達したが、カーボンブルームと呼ばれる急激な炭素不純物の発生や、主プラズマの不純物による希釈は観測されなかった。

論文

Characterization of JT-60U exhaust gas during experimental operation

磯部 兼嗣; 中村 博文; 神永 敦嗣; 都筑 和泰; 東島 智; 西 正孝; 小林 靖典*; 小西 哲之*

Fusion Engineering and Design, 81(1-7), p.827 - 832, 2006/02

 被引用回数:7 パーセンタイル:48.06(Nuclear Science & Technology)

トカマク試験装置の排ガス組成を知ることは、今後の核融合装置の燃料循環処理系の最適化設計を検討していくうえで非常に重要である。今回、2003年から2004年にかけて実施されたJT-60U試験運転時の排ガス組成を測定し、プラズマ放電内容との相関を調査した。排ガス中における水素同位体の濃度は、放電ごとにピーク値を持ち、高性能プラズマや長時間運転で高い値を示す傾向が見られた。一方、ヘリウムや炭化水素などの不純物成分は、ディスラプション時やグロー放電,テイラー放電といった壁調整放電時に高い濃度で検出された。また、通常のプラズマ放電においても、水素同位体と同様に高性能プラズマや長時間運転で高い濃度を示す傾向が見られ、最大で8%の炭化水素濃度が測定された。

論文

放電を利用した水素同位体の除去

中村 博文; 東島 智

真空, 49(2), p.62 - 68, 2006/02

核融合装置における各種放電方法を利用した真空容器からのトリチウム除去に関する経験について解説する。重水素-トリチウム放電の実施経験があるJET(EU)及びTFTR(米)における放電を用いた真空容器からのトリチウム除去経験では、JETでは、トカマク放電や放電洗浄によるトリチウム除去はトリチウム除去に余り大きな効果はなく、TFTRでは、酸素を用いた放電洗浄(He/O-GDC)が有効であるとの結果が得られている。これらの結果をもとにITERでの真空容器内トリチウム除去法として、He/O-GDCが採用されることになった。一方、我が国のJT-60Uに関しては、重水素トカマク放電により発生し、真空容器内に残留しているトリチウムの除去試験の結果を紹介する。JT-60U重水素置換運転の一環として実施したグロー放電,高周波放電及びテイラー放電による重水素,ヘリウム及びアルゴンを作動ガスとしたトリチウム除去実験の結果及び通常のトカマク放電中におけるトリチウム排出量,排出率を測定した結果、放電洗浄によるトリチウム除去では水素を用いた放電が有効であり、その中で水素-グロー放電が最も除去効率が高いこと、また、水素-高周波放電も放電の最適化が進めばトリチウム除去に有望であるとの結論を得た。

論文

Compatibility of advanced tokamak plasma with high density and high radiation loss operation in JT-60U

竹永 秀信; 朝倉 伸幸; 久保 博孝; 東島 智; 木島 滋; 仲野 友英; 大山 直幸; Porter, G. D.*; Rognlien, T. D.*; Rensink, M. E.*; et al.

Nuclear Fusion, 45(12), p.1618 - 1627, 2005/12

 被引用回数:18 パーセンタイル:41.74(Physics, Fluids & Plasmas)

JT-60Uの内部輸送障壁を有する先進トカマクプラズマの運転領域を、高閉じ込め及び高放射損失割合を達成しつつグリーンワルド密度(n$$_{GW}$$)を超える領域まで拡大した。負磁気シアプラズマでは、$$bar{n}_{e}$$/n$$_{GW}$$=1.1においてHモードからの閉じ込め改善度HH$$_{y2}$$=1.3を得た。この時、周辺ペデスタル密度はグリーンワルド密度の半分程度と低いにもかかわらず、強い密度内部輸送障壁を形成することにより高い平均密度を得ている。同放電では、金属不純物の蓄積が観測されており、主プラズマからの放射損失が加熱パワーの65%に達しているが、閉じ込めの劣化は観測されない。また、ダイバータでの放射損失を増大するために、ネオンを入射した放電では、$$bar{n}_{e}$$/n$$_{GW}$$=1.1にて、HH$$_{y2}$$=1.1,総放射損失割合90%以上を達成した。高$$beta_{p}$$ELMy Hモードプラズマ(弱正磁気シア)では、アルゴン入射と高磁場側ペレット入射により、$$bar{n}_{e}$$/n$$_{GW}$$=0.92,HH$$_{y2}$$=0.96,放射損失割合100%を達成した。同放電でも、強い内部輸送障壁の形成により高平均密度が得られている。アルゴン輸送解析から、主プラズマ中心での放射損失はおもにアルゴンによること、ダイバータでのアルゴンの放射損失は20-40%程度であることが明らかになった。

論文

JT-60Uの加熱用中性粒子ビーム中の酸素量とプラズマ中の酸素量との関係

仲野 友英; 小出 芳彦; 本田 敦; 梅田 尚孝; 秋野 昇; 東島 智; 竹永 秀信; 久保 博孝

プラズマ・核融合学会誌, 81(9), p.708 - 716, 2005/09

中性粒子ビーム入射実験を開始した直後では中性粒子ビームには重水素に対して8%以上の酸素が含まれており、炉心プラズマに含まれる酸素量のうち約50%が中性粒子ビームに由来するものであった。中性粒子ビームに含まれる酸素量はビーム入射を重ねるごとに減少し、約850ショット後には約1%になった。このとき、プラズマに含まれる酸素量のうち中性粒子ビームに由来する酸素量は20%以下であった。中性粒子ビームから入射された酸素のプラズマにおける閉じ込め時間は0.18秒と評価された。

論文

Tritium release behavior from JT-60U vacuum vessel during air exposure phase and wall conditioning phase

磯部 兼嗣; 中村 博文; 神永 敦嗣; 東島 智; 西 正孝; 小西 哲之*; 西川 正史*; 田辺 哲朗*

Fusion Science and Technology, 48(1), p.302 - 305, 2005/07

 被引用回数:1 パーセンタイル:87.75(Nuclear Science & Technology)

核融合炉真空容器内トリチウムインベントリー低減・制御技術開発の一環として、水分濃度を管理した空気をJT-60U真空容器内に封入した場合のトリチウムの壁面からの放出挙動を観測した。トリチウムの放出は300ppmから水分濃度の上昇とともに促進されることがわかり、3400ppmにおいては13MBqのトリチウム放出量となった。この放出量は、放電洗浄によるトリチウム除去運転で最もトリチウム放出量の多かった5時間の水素雰囲気グロー放電に匹敵し、水との同位体交換反応により容易にトリチウムが除去されることを確認した。また壁調整運転の一環として、水素,ヘリウム及びアルゴンガスを真空容器内にパージさせた場合の排ガス中におけるトリチウム濃度も測定した。その結果、排ガス中におけるトリチウム濃度は、ガス種や導入圧力にかかわらず、約0.1Bq/cm$$^{3}$$であった。このことから、単なる水素ガスパージでは、同位体交換反応によるトリチウム除去を期待できないことが判明した。

論文

Spectroscopic study of hydrogen particle behavior in attached and detached divertor plasmas of JT-60U

久保 博孝; 竹永 秀信; 澤田 圭司*; 仲野 友英; 小林 進二*; 東島 智; 朝倉 伸幸; 清水 勝宏

Journal of Nuclear Materials, 337-339, p.161 - 165, 2005/03

 被引用回数:15 パーセンタイル:24.61(Materials Science, Multidisciplinary)

核融合研究では、ダイバータプラズマ中の水素粒子(水素分子,原子,イオン)の挙動の理解がダイバータを用いた粒子熱制御を確立するうえで必要である。JT-60Uでは、接触及び非接触ダイバータプラズマにおける水素粒子挙動を理解するために、水素原子のバルマー線及び水素分子のFulcher線を観測し、水素分子を考慮した衝突放射モデルと中性粒子輸送コードを用いて解析した。H$$epsilon$$線の強度測定から、MARFE発生時の非接触ダイバータプラズマでは、水素イオン-電子再結合によって失われるイオン束は、内側ダイバータではダイバータ板に到達するイオン束の約1倍、外側ダイバータでは約0.5倍であると評価された。また、水素分子線強度は接触ダイバータプラズマではダイバータ板から離れるにつれて約1cmの減衰長で小さくなるが、非接触ダイバータプラズマでは減衰長は約4cmであり、非接触ダイバータプラズマでは水素分子がダイバータ領域に深く侵入することが観測された。接触ダイバータプラズマに対しては、観測された水素分子線強度分布は水素分子の衝突放射モデルを用いた中性粒子輸送コードによって再現できた。

論文

Study of plasma wall interactions in the long-pulse NB-heated discharges of JT-60U towards steady-state operation

竹永 秀信; 朝倉 伸幸; 東島 智; 仲野 友英; 久保 博孝; 木島 滋; 大山 直幸; 諫山 明彦; 井手 俊介; 藤田 隆明; et al.

Journal of Nuclear Materials, 337-339, p.802 - 807, 2005/03

 被引用回数:13 パーセンタイル:28.49(Materials Science, Multidisciplinary)

JT-60Uでは、高性能プラズマの電流拡散時間以上の定常維持及びプラズマ壁相互作用の長時間スケールでの変化の解明を目的に、放電時間を従来の15秒から65秒へ、NB加熱時間を10秒から30秒に伸長した。本論文では、長時間放電を用いてダイバータ板・第一壁での粒子吸収率や不純物発生率等の長時間スケールでの変化、及びその粒子バランス,プラズマ性能,粒子挙動への影響について明らかにした。長時間放電実験の開始時には、ほぼ一定のガスパフ量で30秒間密度が一定に保たれており、粒子バランス解析からこの時のダイバータ板・第一壁での粒子吸収量はダイバータ排気量より大きいと評価される。数ショット長時間放電を繰り返した後の放電では、密度を一定に維持するためのガスパフ量が減少し始め、最終的にはガスパフなしでも密度が上昇した。この時の粒子バランス解析は、壁での粒子吸蔵量が飽和状態にあることを示唆している。このように放電途中に粒子吸収率が大きく変化する現象が、放電・加熱時間を伸長することではじめて観測された。粒子吸蔵量が飽和状態にある場合には、主プラズマ周辺での圧力の低下,タイプIII ELMの出現が観測された。また、X点近傍のCII発光強度や内側ダイバータでのCDバンド光の強度が、粒子吸蔵量が飽和状態になる前から増加し始めることが観測された。

論文

Flux dependence of carbon erosion and implication for ITER

Roth, J.*; Kirschner, A.*; Bohmeyer, W.*; Brezinsek, S.*; Cambe, A.*; Casarotto, E.*; Doerner, R.*; Gauthier, E.*; Federici, G.*; 東島 智; et al.

Journal of Nuclear Materials, 337-339, p.970 - 974, 2005/03

 被引用回数:94 パーセンタイル:0.82(Materials Science, Multidisciplinary)

国際トカマク物理活動(ITPA)の「スクレイプ・オフ層及びダイバータの物理」トピカルグループでは、新たに較正・検討した化学スパッタリング率のデータを持ち寄り、イオンの入射エネルギー,材料の表面温度で規格化して整理した。これにより、ITERのダイバータ条件に近い高粒子束の領域では、化学スパッタリング率が粒子束の増加とともに減少し、その割合が粒子束の-0.54乗であることを明らかにするとともに、入射粒子のエネルギー,材料の表面温度,粒子束の関数としてまとめた。さらにこの結果をもとに、ITERの定常運転シナリオのプラズマパラメータに対してEROコードを用いてITERダイバータにおける炭素の損耗・再堆積の計算を行い、表面温度に強く依存するものの、損耗率は過去に評価した1.5%に比べて一桁小さいとの結果を得た。

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