Kinetic modelling of divertor fluxes during ELMs in ITER

細川 哲成*; Loarte, A.*; Huijsmans, G.*; 滝塚 知典*; 林 伸彦

Europhysics Conference Abstracts (Internet), 38F, p.P5.003_1 - P5.003_4, 2014/06

http://ocs.ciemat.es/EPS2014PAP/pdf/P5.003.pdf

The Type I ELMy H-mode is the reference inductive operation for ITER, but the periodic ELM power loads on plasma facing components need to be understood and controlled. Understanding of the mechanisms of ELM particle and heat loads is required: electron/ion contributions, in/out asymmetry and timescale of ELM heat fluxes. Modelling of typical edge plasma conditions during ITER ELMs has been carried out with PARASOL (PARticle Advanced code for SOL and divertor plasmas) code, which has been developed in JAEA. Simulations show that ions carry larger heat flux than electrons for large ELM particle loss, whereas ions and electrons deposit comparable heat flux for small ELM particle loss. The total energy loss to the two divertors is similar for the two divertors for ELM energy loss larger than 10 MJ independent inter-ELM divertor conditions. Even though inner peak heat flux is larger than outer one in some cases, inner time-integrated heat load is smaller than outer one. This is due to strong current flow in SOL during ELM.

Overview of goals and performance of ITER and strategy for plasma-wall interaction investigation

嶋田 道也; Costley, A. E.*; Federici, G.*; 伊尾木 公裕*; Kukushkin, A. S.*; Mukhovatov, V.*; Polevoi, A. R.*; 杉原 正芳

Journal of Nuclear Materials, 337-339, p.808 - 815, 2005/03

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2004.09.063

ITERは燃焼プラズマの研究と実現を目的とした核融合実験炉である。その特徴は、加熱パワーのほとんどがアルファ加熱によって供給されるということである。ITERは現在運転中の装置からの顕著なステップであり、かつ核融合炉開発において不可欠のステップである。ITERの成功は、プラズマ壁相互作用の制御のいかんにかかっていると言っても過言ではない。ITERは熱束,粒子束及び時間スケールにおいて現在の装置を一桁ないし二桁上回るからである。ITERにおけるプラズマ壁相互作用の制御の戦略として、セミクローズ・ダイバータ,強力な燃料補給と排気,ディスラプション及びELM制御,交換可能なプラズマ対向材料、及び段階を追った運転などを計画している。

Development of ITER divertor vertical target with annular flow concept,1; Thermal-hydraulic characteristics of annular swirl tube

江里 幸一郎; 大楽 正幸; 谷口 正樹; 佐藤 和義; 鈴木 哲; 秋場 真人; Ibbott, C.*; Tivey, R.*

Fusion Science and Technology, 46(4), p.521 - 529, 2004/12

https://doi.org/10.13182/FST04-A587

核融合炉内プラズマ対向機器用高性能冷却管開発の一環として、ねじりフィン付き同軸2重管(同軸スワール管)の限界熱流束(CHF)及び圧力損失の測定実験を行った。本冷却管は外管及び外壁にねじりフィン加工が施してある内管から構成される。冷却水はまず内管に供給され、端部のエンドプラグで外管と内管間の環状流路へ折り返し流れ、高熱流束を受ける外管を冷却する。この冷却構造により、プラズマ対向機器端部で問題となる冷却水折返用曲管を必要としない設計を可能とした。本冷却管では、高熱流束を除去するために環状流路にねじりフィンを導入し旋回流を発生させているが、このような流れの熱流動データはこれまで、ほとんど測定されていない。本実験の結果、本同軸スワール管のCHFは同外径寸法のスワール管と同等であることを確認できた。このとき、ITERダイバータ冷却に必要なCHF値()を得るのに必要な冷却水の最小軸流速は7.1m/secであった。また、原研が開発したスワール管の熱伝達相関式が同軸スワール管に適用可能であることを示した。端部の折り返し部の圧力損失は、外管内径と同半径の半球状エンドプラグで最小となることが確認され、環状旋回流部の圧力損失及び管摩擦係数を評価した。

Multiplexing thermography for International Thermonuclear Experimental Reactor divertor targets

伊丹 潔; 杉江 達夫; Vayakis, G.*; Walker, C.*

Review of Scientific Instruments, 75(10), p.4124 - 4128, 2004/10

https://doi.org/10.1063/1.1789585

多重分光方式温度測定装置の概念を用いてITERのダイバータ板温度測定装置を設計した。ダイバータ板から放射される赤外波長領域の輻射光は、耐中性子照射性を有する反射光学系により生体遮蔽外まで伝送され、分光計により波長方向の強度分布としてダイバータ板上の温度分布が計測される。複数曲面ミラー,0.2mm間隔の167チャンネル検出素子付きのツェルニー・ターナー分光計の採用により、ITERにおけるELMの熱流束測定に充分な3ミリの位置分解能及び20マイクロ秒の時間分解能が可能となった。

周辺プラズマ物理入門

清水 勝宏; 滝塚 知典

プラズマ・核融合学会誌, 80(3), p.183 - 189, 2004/03

https://doi.org/10.1585/jspf.80.183

小特集「周辺プラズマ研究の最近の進展」の中の第2章として、最近の研究を理解するのに必要な概念について解説する。まず、ダイバータの視点からトカマク実験の変遷を概説する。次に、スクレイプオフ層での粒子,熱輸送について説明し、上流とダイバータ板でのプラズマパラメータが簡単に評価できる「2点ダイバータモデル」について解説する。このモデルをITERに適用して、ダイバータ板への熱負荷を評価する。ダイバータ物理の重要な概念として、リサイクリング,遠隔放射冷却,非接触ダイバータプラズマ,MARFEについても説明する。

Quantitative experiments on thermal hydraulic characteristics of an annular tube with twisted Fins

江里 幸一郎; 大楽 正幸; 谷口 正樹; 佐藤 和義; 鈴木 哲; 秋場 真人

JAERI-Tech 2003-084, 49 Pages, 2003/11

JAERI-Tech-2003-084.pdf:1.94MB

核融合炉内プラズマ対向機器用高性能冷却管開発の一環として、ねじりフィン付き同軸2重管(同軸スワール管)の限界熱流束(CHF)及び圧力損失の測定実験を行った。本冷却管は外管及び外壁にねじりフィン加工が施してある内管から構成される。冷却水はまず内管に供給され、端部のエンドプラグで外管と内管間の環状流路へ折り返し流れ、高熱流束を受ける外管を冷却する。この冷却構造により、プラズマ対向機器端部で問題となる冷却水折返用曲管を必要としない設計を可能とした。本冷却管では、高熱流束を除去するために環状流路にねじりフィンを導入し旋回流を発生させているが、このような流れの熱流動データはこれまで、ほとんど測定されていない。本実験の結果、本同軸スワール管のCHFは同外径寸法のスワール管と同等であることを確認できた。このとき、ITERダイバータ冷却に必要なCHF値(28MW/m)を得るのに必要な冷却水の最小軸流速は7.1m/secであった。また、原研が開発したスワール管の熱伝達相関式が同軸スワール管に適用可能であることを示した。端部の折返し部の圧力損失は、外管内径と同半径の半球状エンドプラグで最小となることが確認され、環状旋回流部の圧力損失及び管摩擦係数を評価した。

Spectroscopic measurement system for ITER divertor plasma; Divertor impurity monitor

杉江 達夫; Costley, A. E.*; Malaquias, A.*; Medvedev, A.*; Walker, C.*

Proceedings of 30th EPS Conference on Controlled Fusion and Plasma Physics (CD-ROM), 4 Pages, 2003/07

本システムは、ダイバータ部での不純物粒子の同定と、粒子流入束の二次元測定等を主な目的としており、プラズマ制御に欠かせない計測システムの一つである。200nmから1000nmの広い波長領域の光を分光計測する。このシステムは、目的の違う異なった三種類の分光器で構成される。(1)不純物の種類をモニターする分光器,(2)粒子束の空間分布を高速測定する分光器、それと(3)イオン温度及び粒子の運動エネルギーを測定する高分散分光器である。二次元測定はダイバータカセット内部にモリブデン製ミラーを設置し、互いに交差する視野と水平ポート及び上部ポートからの視野を使って実現させる。一方、計測用ミラー,観測窓等の計測機器要素が、現存の核融合実験装置に比べて2桁以上高い放射線(中性子,線等)や高エネルギー粒子にさらされ、反射率や透過率などの性能が劣化することが懸念されている。これらの計測機器要素に対する放射線及び粒子照射効果は、ITER工学R&Dの中で精力的に研究され、多くの基礎データが得られ、耐放射線性機器も開発された。本システムの設計は、それらの結果を十分に反映させて進められている。

Non-destructive testing of CFC monoblock divertor mock-ups

江里 幸一郎; 大楽 正幸; 谷口 正樹; 佐藤 和義; 秋場 真人

Journal of Nuclear Materials, 307-311(Part1), p.144 - 148, 2002/12

https://doi.org/10.1016/S0022-3115(02)01033-4

非破壊検査(NDE)手法の確立は核融合装置のプラズマ対向機器(PFC)開発において重要な課題の一つである。特に、CFCタイルが銅冷却管にロウ付けされているダイバータの接合部のNDEは接合法の品質と信頼性を確保するうえで、その手法を早急に確立する必要がある。検査コストの観点から、赤外熱画像と超音波探針によるNDEが有望である。本研究では、これらの手法をCFCタイルと銅冷却管の接合体に適用し接合欠陥の検査能力及び検出された接合欠陥が熱サイクル中の進展の有無を調べた。接合体には、数種類の大きさの模擬接合欠陥が導入されている。超音波探針法では、冷却管に挿入したプローブで内側から接合面を検査した。また、赤外熱画像法では、温水と冷水を交互に接合体に供給し、CFC表面温度の過渡変化の時定数と数値解析結果と比較することで、接合欠陥の大きさを評価した。NDE後の接合体を用いて、ITER定常熱負荷条件下(・30秒)において、1000回以上の熱サイクル試験を行った。熱サイクル試験中のCFC表面温度はほぼ一定を示しており、熱サイクルによる初期欠陥の進展は観察されなかった。また、加熱中のCFC表面温度の最大値は、NDEで評価した欠陥の大きさを仮定した数値解析結果とほぼ一致しており、NDE結果の妥当性を示すことができた。

Thermal fatigue experiment of the CuCrZr divertor mock-ups

佐藤 和義; 江里 幸一郎; 谷口 正樹; 鈴木 哲*; 秋場 真人

Proceedings of the 7th International Conference on Creep and Fatigue at Elevated Temperatures (CREEP7), p.55 - 58, 2001/06

ダイバータ板の熱疲労寿命評価を行うため、ダイバータ模擬試験体を製作し熱疲労試験を行った。試験体は、疲労破壊を容易に発生させるため、スリット付き無酸素銅製熱シンクをクロムジルコニウム銅製冷却管に接合した構造とした。ITER熱負荷条件20MW/mの熱疲労試験を実施した結果、2400回で熱疲労による水漏れが生じた。数値解析を実施したところ、水漏れが生じた箇所と同じ部分で最大ひずみが観測され、そのひずみ振幅は10%程度であることが明らかとなった。本結果をもとにマンソン・コフィン式で疲労寿命を予測したところ、疲労寿命は300回程度と予測され、同予測式の適用可能性を明らかにした。

Divertor impurity monitor for the international thermonuclear experimental reactor

杉江 達夫; 小川 宏明; 勝沼 淳*; 丸尾 光正*; 海老沢 克之*; 安東 俊郎; 北 好夫*; 河西 敏; 西谷 健夫

Review of Scientific Instruments, 70(1), p.351 - 354, 1999/01

https://doi.org/10.1063/1.1149340

本システムは、ダイバータ部での不純物粒子の同定と粒子流入束の二次元測定をおもな目的としており、プラズマ制御に欠かせない計測システムの一つである。200nmから1000nmの広い波長領域の光を分光計測する。ここでは、おもにシステムの概念設計、光学設計、及び機械設計の結果について述べる。システムは、目的の異なった三種類の分光器で構成される。(1)不純物の種類をモニターする分光器、(2)粒子束の空間分布を高速測定する分光器、それと(3)イオン温度及び粒子の運動エネルギーを測定する高分散分光器である。二次元測定はダイバータカセット内部にモリブデン製ミラーを設置し、互いに交差する視野で行う。また、光線追跡による解析を駆使して光学系の最適化を行い、ダイバータ全域において約10mmの空間分解能を可能とした。その他、ダイバータでの発光スペクトル線の強度を推定し、測定限界の評価等を行った。