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。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。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。C/sではほぼ同様であった。高熱流束を除去できる性能を有するに至った。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。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。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。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。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。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。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。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。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。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。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。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。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。2008/10http://www-naweb.iaea.org/napc/physics/FEC/FEC2008/html/node169.htm#39103JT-60Uの主プラズマにおけるタングステンの蓄積及び非接触ダイバータプラズマにおける炭素イオンの放射過程の2つの研究内容をまとめた。プラズマ電流と反対方向にプラズマ・トロイダル回転速度が高くなるほど主プラズマにおけるタングステンの蓄積が顕著になることがわかった。蓄積の傾向はアルゴン、クリプトン、そしてタングステンの順に顕著になった。ガスパフを行った高密度放電ではタングステンの蓄積は観測されず、周辺プラズマによる遮蔽効果が顕著になったためと考えられる。発光を真空紫外及び可視分光器で観測した。失われていると解釈した。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。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。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。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。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。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。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。生成されることが初めて観測された。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。体積再結合によりおもに生成される。あり、現在のトカマク装置を超えた大きな熱流を低減するダイバータ設計が必要となった。重水素運転を行うため、すべてのダイバータ要素をカセットに納められるよう小型化する必要がある。本発表では、おもに、ITER相似の主プラズマ配位で実験を行うため設計された下側ダイバータの物理設計についてシミュレーション結果を中心に述べる。一般に外側ダイバータへの熱流束が大きいため、ダイバータ板の角度を垂直にするとともにドーム部の排気溝の位置を高くした「V型形状」にすることにより、ストライク点付近の中性ガス圧が増加し非接触プラズマが生成しやすい設計とした。ガスパフを増加し放射損失が増加した場合、V型形状ダイバータでは、ストライク点を高くすることにより非接触ダイバータを接触ダイバータへ戻す制御が可能であることを示した。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。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。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。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。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。2006/02https://doi.org/10.3131/jvsj.49.62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。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。)を超える領域まで拡大した。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。=1.1,総放射損失割合90%以上を達成した。=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。2005/09http://ci.nii.ac.jp/naid/110006281979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。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。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。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。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。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。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。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。