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論文

Carbon transport and fuel retention in JT-60U with higher temperature operation based on postmortem analysis

吉田 雅史; 田辺 哲朗*; 足立 歩*; 林 孝夫; 仲野 友英; 福本 正勝; 柳生 純一; 三代 康彦; 正木 圭; 伊丹 潔

Journal of Nuclear Materials, 438, p.S1261 - S1265, 2013/07

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2013.01.280
 被引用回数：6 パーセンタイル：44.02(Materials Science, Multidisciplinary)

JT-60U炉内全体での水素蓄積量を評価するために、これまで明らかにされていないプラズマに直接当たらない領域(タイル側面及びダイバータ下部)での水素蓄積速度及び炭素堆積速度を実測した。得られた結果を、これまで明らかにされているプラズマに当たる領域でのデータと合わせることにより、JT-60U炉内全体で、水素あるいは炭素がどこにどれだけ蓄積・輸送されるのかを明らかにした。その結果、JT-60U炉内全体の水素蓄積速度は1.3$$times$$10$$^{20}$$ H+Ds$$^{-1}$$となり、この値は他のプラズマ装置にて報告されている値よりも遅いことがわかった。これは、JT-60Uが高温で運転されていることに起因する。

論文

Investigation of carbon dust accumulation in the JT-60U tokamak vacuum vessel

朝倉 伸幸; 林 孝夫; 芦川 直子*; 福本 正勝

Journal of Nuclear Materials, 438, p.S659 - S663, 2013/07

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2013.01.139
 被引用回数：6 パーセンタイル：44.02(Materials Science, Multidisciplinary)

JT-60Uにおけるダイバータ改造後12年の運転を経て容器内で収集されたダスト粒子の分析結果を発表する。ダスト収集は、運転開始6年後にプラズマが直接照射されるタイル表面や直接に照射されないダイバータやバッフルの裏部についてトロイダル一か所で行われたが(初回)、今回は複数のトロイダル箇所で実施され比較が行われた。タイル表面では、炭素の堆積層が多く観測される内側ダイバータでのエリア密度が高い。最も多くのダストはダイバータ下の排気経路に蓄積されることが、初回の結果と同様に観測された。トロイダル方向異なる場所の試料を分析した結果、それぞれのポロイダル位置におけるトロイダル方向の非対称性はファクター3程度であった。同じ収集位置におけるダスト蓄積量を初回と今回とで比較した結果、実験運転期間後半での蓄積量が大きく1放電の放電時間の延長が要因と考えられる。ダスト粒子の大きさや形状の特性は、顕微鏡画像解析により評価を行い、直径20マイクロm以下のダスト粒子数は統計分布を持つこと、20マイクロm以上の大きなダストは堆積層の一部が放出された可能性が高く総体積や重量に大きく寄与することなどが明らかとなった。

論文

Characteristics of tungsten and carbon dusts in JT-60U and evaluation of hydrogen isotope retention

芦川 直子*; 朝倉 伸幸; 福本 正勝; 林 孝夫; 上田 良夫*; 室賀 健夫*

Journal of Nuclear Materials, 438, p.S664 - S667, 2013/07

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2013.01.140
 被引用回数：9 パーセンタイル：57.54(Materials Science, Multidisciplinary)

JT-60Uで採取されたダストに対し、炭素主成分中のタングステン(W)含有量及びダストに含まれる水素同位体保持量の分析結果を発表する。Wタイルが設置されたダイバータ周辺で収集したダスト中のW含有量を評価した結果、ドーム下の3か所にてW含有ダストが検出された。微量であるダスト粒子の成分(さらにW含有量は1%以下)を分析するため、インジウムペーストにダストを固定し真空中でX線光電子分光法により分析する手法を確立した。ダストはプラズマ対向面で成長・生成したと考えられ、その場所はIMPGYROコードによる蓄積位置と比較するとよく一致しており、Wダイバータ配位時の堆積層からダストが生成されたと考えられる。さらに、ダストの水素同位体保持量については昇温脱離法で分析した。バルクタイルにおける蓄積量と比較すると単位質量あたりの保持量は1桁多く、1000K以上の高い温度にてピークを持つ特徴があり、これはダスト中の炭素構造に起因していると考えられる。

論文

Wall-conditioning plasmas by ECRF heating in KSTAR

伊丹 潔; Hong, S.-H.*; Bae, Y.-S.*; 松川 誠; Kim, W.-C.*; KSTAR Team*

Journal of Nuclear Materials, 438, p.S930 - S935, 2013/07

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2013.01.202
 被引用回数：13 パーセンタイル：69.61(Materials Science, Multidisciplinary)

The plasma experiments to investigate the production of the helium ECWC plasmas and wall cleaning effects were carried out in the campaigns in 2010 and 2011 of KSTAR. Pulses of ECRF heating with fECRF = 110 GHz were injected into the vacuum vessel and the production of the ECWC plasma was measured by the plasma diagnostics. In 2010, the second harmonic of ECRF heating was applied at the position of $$B$$$$_{T}$$ = 1.97 $$T$$. It was found that the ECRF injection vertical to the toroidal field, was essentially important to produce high density plasmas and the uniformity of the plasma is significantly changed by field pattern of $$B$$$$_{H}$$ and $$B$$$$_{V}$$. In 2011, the fundamental ECRF heating was applied at the position of $$B$$$$_{T}$$ = 3.94 $$T$$. It was demonstrated that a reference tokamak discharge successfully started up the plasma current after the wall conditioning by ECRF.

論文

Spatial characterization of a divertor in the presence of an X-point MARFE by collisional-radiative modeling and line profile calculations

Koubiti, M.*; 仲野 友英; Marandet, Y.*; Mekkaoui, A.*; Mouret, L.*; Rosato, J.*; Stamm, R.*

Journal of Nuclear Materials, 438, p.S599 - S601, 2013/07

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2013.01.125
 被引用回数：4 パーセンタイル：25.73(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C IV(n=6-7)スペクトル線を高波長分解能可視分光器で測定し、そのスペクトル形状をPPPコードで解析した。以前の解析では、一組の電子密度と電子温度からPPPコードによって計算されたスペクトル形状と測定されたスペクトル形状を比較していた。この方法ではX点MARFEの周辺部では測定されたスペクトルをよく再現することができたが、X点MARFEの中心部では良い再現 が得られなかった。今回の解析では二組の電子密度と電子温度からPPPコードによって計算されたスペクトルを足し合わせることによって、測定されたスペクトルの再現に成功した。このときの電子密度と電子温度の組合せは、それぞれ、1$$times$$10$$^{20}$$ m$$^{-3}$$と23.0eV及び6$$times$$10$$^{20}$$ m$$^{-3}$$と2.5eVであり、それらの割合は65:35であった。

口頭

Numerical analysis of tungsten erosion at the plasma facing surface in DEMO reactor

星野 一生; 藤間 光徳*; 清水 勝宏; 朝倉 伸幸; 飛田 健次; 畑山 明聖*; 滝塚 知典*

no journal, , 

Tungsten (W) is the most preferable candidate for the plasma facing material in the DEMO fusion reactor. Although one of advantages of the W armor is the low sputtering yield, sputtering by impurity species seeded for the divertor radiation cooling cannot be ignored. In this study, erosion rate is evaluated by using the IMPGYRO-EDDY code. The background plasma profile was calculated by the integrated divertor code SONIC. Erosion rate significantly changes along the divertor target under the partially detached plasma condition, where the ion and electron temperature near the outer strike point ($$<$$ 5 cm) is about 1 eV. As long as the detached divertor plasma is sustained, the surface erosion is low even under the condition of significant Ar recycling flux. On the other hand, in the outer SOL region ($$>$$ 5 cm), the ion temperature is increased to high ($$sim$$ 100 eV) due to low recycling. Therefore, the self-sputtering yield may exceed 1. Erosion rate at the first wall surface is also evaluated.

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