平成25年度筑波大学プラズマ研究センターシンポジューム/合同研究会
つくばサイエンスインフォメーションセンタ－ 平成25年8月29−30日	

GAMMA 10/PDXにおけるダイ
バータ模擬とPWI研究の進展
プラズマ研究センター

中嶋洋輔，

ガンマ10グループ

CONTENTS
1. はじめに2. ガンマ10端部における高熱流プラズマ束生成実験
3. ダイバータ模擬実験モジュール用いた最近の実験結果
4. ダイバータ模擬実験に関するシミュレーション解析、今後の研究方針
5. まとめ境界プラズマ制御を目標としたダイバータ模擬/PWI研究の展開	○	
 高熱流粒子束制御， ○	
 材料へのﾌﾟﾗｽﾞﾏ照射	
 /	
 損耗･再堆積	 ○	 ﾀﾞｲﾊﾞｰﾀ候補材とﾌﾟﾗｽﾞﾏとの相互作用	
 /	
 不純物輸送	 ○	 非接触ﾌﾟﾗｽﾞﾏ実現， ○	 ｺｱ	
 -	
 ｴｯｼﾞｶｯﾌﾟﾘﾝｸﾞ	 •	
  粒子補給	  •	
  多次元計測開発	
  京都大	

試料照射ﾓｼﾞｭｰﾙ	  • 周辺揺動観測�
広島大	
高速ｶﾒﾗ	  真空計	  高速ｶﾒﾗ	
  回転ﾀｰｹﾞｯﾄ	  /	
  ｶﾞｽ入射	  • 表面分析�
九州大/静岡大	
 SMBI• 非接触ﾌﾟﾗ�
ｽﾞﾏ物理	 �名古屋大	
 表面ﾌﾟﾛｰﾌﾞ�

ﾋﾞｰﾑﾌﾟﾛｰﾌﾞ�• ｺｱ-ｴｯｼﾞ揺動観測�
NIFS	
 中性粒子輸送ｼﾐｭﾚｰｼｮﾝ�
筑波大ー京都大	 •	  ﾌﾟﾗｽﾞﾏ照射	
  
	
  	
  /	
  表面分析	
  
東北大	
  

熱流計�

• 損耗/再堆積/�
不純物輸送�
大阪大	
 ダイバータ	
 モジュール	
 • 中性粒子�計測�
JAEA�

• ﾘｻｲｸﾘﾝｸﾞ制御	
  
核融合研	
  
• 熱流解析 / �
新熱流計開発�大阪府立大	
 不純物 / ﾀﾞｽﾄ輸送ｼﾐｭﾚｰｼｮﾝ�
筑波大ー慶應大	 PRC Sympo 2013, Y. Nakashima	

GAMMA 10 の概略及びE-Divertorの目標性能	
GAMMA 10 Device
Total length 27 m
Plug/BarrierAnchor-cell Central-cell
End-cell
Bmax: 3 Tesla
-cell
A-NBI
C-NBI
A-NBI
ICRF: 500 kW × 4
S-NBI
RF3
RF2 RF1
RF3
ECH: 400 kW × 3
200 kW × 2 Plasma
NBI: 1.5 MW × 4 Gun
2.7 MW × 2
Ne: ~ 3 ×1018 m-3
Ti : ~ 10 keV
P/B-ECH
C-ECH
P/B-ECH
East
Te : ~ 100 eV
GP
GP
GP
GAMMA 10

E-Divertor parameters (already achieved )

S-NBI

West

End-mirror Tank

 大口径プラズマ• Plasma diameter :0.1 ~ 0.3 (1.0) mφ• Plasma density :~ 1019 m-3 < 1018 m-3• Electron temperature : 30 eV (only RF), 100 eV (with ECH)
• Ion temperature :50 ~ 500 eV (only RF) ~ 400 eV  高温度	• Magnetic field :0.15 ~ 1.5 Tesla• Particle flux density : 1022 ~ 1024 m-2 s-1

 強磁場環境< 1023 m-2 s-1• Heat flux density :0.1 ~ 20 MW/m2~ 10 MW/m2 （with ECH)

• Plasma duration :0.4 sec. ~ 4 sec. (10 sec. with low magnetic field)• Fluence :1023 ~ 1025 m-2 /day, ~ 1026 m-2 /week

D-module	Elevation System	

PRC Sympo 2013, Y. Nakashima	

GAMMA 10 の概略及びE-Divertorの目標性能	
GAMMA 10 Device
Total length 27 m
Plug/BarrierAnchor-cell Central-cell
End-cell
Bmax: 3 Tesla
ECHによるITERリリバントな熱流束の発生	
-cell
A-NBI
C-NBI
A-NBI
ICRF: 500 kW × 4
Z= 30 cm r = 0 cm
S-NBI
EXIT
CM
S-NBI
RF3
RF2 RF1RF314
ECH: 400 kW × 3
200 kW × 2 Plasma
P
~2010
目標熱流束
Heat
NBI: 1.5 MW × 4 Gun
12
レベル	
P
2012
2.7 MW × 2
Heat
Ne: ~ 3 ×1018 m-3
10 ITERダイバータ熱負荷レベル	
Ti : ~ 10 keV
P/B-ECH
C-ECH
P/B-ECH
East
West
Te : ~ 100 eV
GP
GP
GP
GAMMA 102

(MW/m )ICRF波動による熱流束・粒子束の高い制御性	

8E-Divertor parameters (already achieved )End-mirror Tank

• Plasma density :~ 1019 m-3 < 1018 m-3

net

0.1 ~ 0.3 (1.0) mφ

Heat 大口径プラズマ6• Plasma diameter :P

4• Electron temperature : 30 eV (only RF), 100 eV (with ECH)
 高温度	• Ion temperature :50 ~ 500 eV (only RF) ~ 400 eV  高温度	• Magnetic field :0.15 ~ 1.5 Tesla• Particle flux density : 1022 ~ 1024 m-2 s-1

 強磁場環境2< 1023 m-2 s-1

0

0 ECH)
100~ 10 MW/m2 （withD-module	

200

300

• Heat flux density :0.1 ~ 20 MW/m2• Plasma duration :pECH Power (kW)
0.4 sec. ~ 4 sec. (10 sec. with low magnetic field)• Fluence :1023 ~ 1025 m-2 /day, ~ 1026 m-2 /week

400

Elevation System	

PRC Sympo 2013, Y. Nakashima	ICRFによる高熱流束生成実験

4
2

RF3

0
50

100

150

200

250

IELIEAW-ch1

Ti//

800
600

4 10-4400

2 10-4

200

0
50

100

150

Time (ms)

200

0
250

4
2

RF3

0
50

100

150

Time (ms)200

1.2 10-3
1 10-3
8 10

-4

250

RF3 Γi > 1023 is expected.	

1000

Ti//eff

800

6 10-4600

4 10-4400

2 10-4

200

0
50

10

1200
IELIEAW-ch1

100

150

Time (ms)

200

0
250

両アンカー部へのICRF加熱により，セントラル部
及びアンカー部における顕著な密度増加が認められ，同時に端部粒子束密度の増加が認められた。	

T//eff

6 10-4eff

Ion Cuurent Density (A/cm2)

8 10-4

1000

T//eff

Ion Cuurent Density (A/cm2)

Time (ms)
1 10-3

6

2

6

NLWA

particles/m s)

NLEA

NLCC

8

22

NLCC

8

RF3 (West)	
#22305410

Γi (x10

RF3 (East)	
#222995

10Line Density (1013 cm-2)

Line Density (1013 cm-2)

粒子束密度の更なる増加を目指してガンマ10東西極小磁場アンカー部にICRF（RF3)による追加熱実験を行った。	

with additional RF3
RF1, 2 + GP3,4 up
increased RF1 power

8
6
4
2
0

rPrb = 0 cm
zEXIT = 30 cm

2

2.5

3

3.5

4

NLCC (x 10

4.5
13

5

5.5

6

-2

cm )

PRC Sympo2013, Y. Nakashima	ICRF追加熱による粒子束の強化	
種々の実験条件におけるセントラル部
プラズマ線密度と端損失イオン電流の相関

方向性プローブによる粒子束密度とELIEAによる端損失イオン電流の相関• 東西アンカー部におけるＩＣＲＦ追加熱によって得られた粒子束密度の増加を、ＥＬＩＥＡとプローブ計測の相関から、端部ミラー出口において1023/m2secを超える端損失粒子束が達成されていることを確認した。	
PRC Sympo 2013, Y. Nakashima	ダイバータ模擬実験装置(D-module)の設置	
ガンマ10西エンド部真空容器	
 • 閉ダイバータ化に伴う中性粒子圧縮とリサイ
クリング促進，排気• ダイバータ内ガス導入による放射冷却機構の研究• ダイバータ角度変更機
能による磁力線との角度依存性の研究	
プラズマ流束入射口φ200	
PRC Sympo 2013, Y. Nakashima	

ダイバータ模擬実験	

モジュール(D-module)	
 昇降システム	 タングステンターゲットの角度は，15°〜80°で可変	
放射冷却用ガス入射口（Ｈｅ，Ne，N2，Ar）

D-module用いた本格実験への向けた改造• D-module内のプラズマ密度増加を目指して水素ガス導入ラインを増設した。
• 昨年度観測された不純物（主にFe）の輻射強度を抑える為に、モジュール入口にタングステン
製リミターとプラズマが当たる面にタングステン板のカバーを設置した。	

top view	

side view	

PRC Sympo 2013, Y. Nakashima	D-moduleへの水素ガス入射実験
RF3(W)	

• D-module内への水素ガス導入によって、ター
ゲット板上の密度を約10倍（2~3×1017m-3）に増加させることが出来た。
• 電子温度も当初、数10eVから数eV程度に低下した。（但しセントラル部の反磁性量も50%程度低下）	
水素ガス入射なし	
水素ガス入射（パルス幅300ms）（プラズマ点弧から－0.6sにスタート）	
水素ガス入射（パルス幅600ms）（プラズマ点弧から－0.6sにスタート）	
水素ガス入射（パルス幅900ms）（プラズマ点弧から－0.98sにスタート）	
（全て1030mbar）

PRC Sympo 2013, Y. Nakashima	D-moduleへの水素及びArガスの同時入射実験	
RF3(W)	

• D-module内への水素ガス導入及びArガスの同時入射によって、ターゲット板上の密度
4~5×1017m-3に到達した。	
水素ガス入射（パルス幅300ms）のみ（プラズマ点弧から－0.3sにスタート、1030mbar）	

水素＋Ar（パルス幅100ms）(dsub4.2+0.85s, 1200mbar)	
水素+Ar（パルス幅200ms）(dsub4.2+0.7s, 1200mbar)

PRC Sympo 2013, Y. Nakashima	Ar入射実験時の分光計測結果
D-module 内へのArガス入射時の分光計測*を行い、波長680nmと860nm 間のアルゴンの線輻射を確認した。	
H 2	
 G as
Ar	
 G as
	
ガス入射 Shot	 N o. delay(start	
 tim e)PlenumPlenumw idthdelay
w idthPiezodriverpressurepressure
条件
226704-7
226699700m s-0.3s100m s

1000

Radiance  [Rel.U]+0.7s

200m s-Hβ  (486.135nm)

800

1200m bar

Radiance  (with  Ar  Gas)  [Rel.U]    #226706
Radiance  (without  Gas)  [Rel.U]    #226698

Mesurement timing:150ms

600

1030m barHγ  (434.047.135nm)

Hα  (656.279nm)

Ar's  line  spectrum

400
200
0

300

400

500
600
Wavelength  [nm]※分光器の感度較正は標準光源を用いて2012年に行われた。	

700

800
PRC Sympo 2013, Y. Nakashima	アルゴンに起因する輻射エネルギーの評価
Ar I に起因する発光強度から輻射
エネルギーの評価を行い，３種類の入射条件における比較を行った。	

Arガスの発光量は時間と共に徐々に増加している。	
D-module内のArガス導入に時間遅れが生じている為、タイミングの最適化が必要。	
(150ms)	
Ar  GasShot  No.
width Radiance[ms] [Rel.U]
226698-‐‑‒0226703 100ms
1566
226704 200ms
10564
226705 200ms
9576

Te

この各ショットの150msの時間帯における放射輝度をもとに、プラズマの損失エネル
ギーと電子温度との関連を調べた。	

[eV] ガス導入に伴う輻射損失エネルギーの24.7 増加と電子温度の減少が確認された。
22.3 → 今後、放射冷却効果との関係を詳8.9
細に調べて行く。	
10

PRC Sympo 2013, Y. Nakashima	

E-Div.部の背景プラズマのシミュレー
慶応大学 畑山先生とのション解析
メッシュ構造と境界条件	

共同研究の元、数年前から開始された。

計算領域:	
X 軸方向 :	
  0	
  ~	
  15	
  cm	
  
Z 軸方向 : 0	
  ~	
  70	
  cm	
総メッシュ数: 3300	
  X	
  軸方向 :	
  50	
  ,	
  Z	
  軸方向 :	
  66	
境界条件	
Z 軸上 : 対称境界条件	
∂n ∂Te ∂Ti ∂u //
=
=
=
=0
∂x ∂x
∂x
∂x

ダイバータ板上境界条件	

周辺境界	
X	
  (m)	

ー

流
入
境
界
	

板
上
境
界

u// =

i

e

上流 : ディレクレ境界条件	
Ti = 100eV Te = 30eV

n = 1.0 × 1019 m −3

周辺 : ノイマン境界条件	

	Z	
  (m)	

(T + T ) / m, Q j = α j nu // T j ,( j = i ,e)軸対称境界	∂n ∂Ti ∂Te
=
=
=0
∂x ∂x
∂x

PRC Sympo 2013, Y. Nakashima	水素ガス導入効果のシミュレーション結果
密度 (m-­‐3)	

電子温度 (eV)	

中性水素粒子は、計算系内に一様に分布させている。	
中性粒子密度：+	
  5.0	  x	  1016	  m-­‐3	

中性粒子密度：+	
  1.0	  x	  1018	
  m-­‐3	
プラズマ密度の増加は余り見えない。	
一方、z軸方向に電子温度減少が、起こっている。	
中性粒子密度：+	
  6.0	  x	  1018	
  m-­‐3	
プラズマ密度増加により、密度のピーク値がターゲット側に移動している。	
電子温度は、更なる減少を見せている。	
PRC Sympo 2013, Y. Nakashima	今後のダイバータ模擬に関する研究課題	
＜高熱流生成関連＞• 加熱系増設（プラグバリア部アンテナ増設）による高粒子束の生成• ECH等によるELM模擬実験を想定した
パルス熱流の生成実験
MPDジェット断面模式図	
• ダイバータ模擬プラズマへのMPD
プラズマジェットの入射実験
水素ガス	

陰極	

陽極	

＜D-module関連＞
•
•
•
•
•

V字ターゲット高温化実験
加熱系やガス導入によるダイバータ部密度の増加
希ガス導入の最適化による非接触プラズマ形成
高分解能分光器を用いた精密な分光計測
D-module内の高速イオンゲージによる真空度計測（JAEA 福本先生 共同研究課題）

PRC Sympo 2013, Y. Nakashima	

高速イオン
ゲージ

ICF70フランジ�V字ターゲット高温化計画
目的：高温壁での水素リサイクリングに関する
基礎過程の理解	
ターゲット板の高温化ベンチテスト	

TC	

300

Temperature (oC)

ヒーター	＜300℃	

250

Upper Plate

TC1
TC2
TC3
TC4

200

<15oC	

150
100
50

Temperature (oC)0300

Plasma	250

Lower Plate

TC5
TC6
TC7
TC8

200

<20oC	

150
100
50
0

0

50

100

150

Time (min)D-module断面図	

PRC Sympo 2013, Y. Nakashima	共同研究で進行中のPWI研究の例
東北大学 永田先生	

大阪大学 上田先生	

端部ミラー出口にSiC等の試料を挿入し、プラズ
マ照射後、加速器を用いて表面分析を行った。	
試料ホルダに装着	

照射後SiC試料	

D-moduleの頂上部にサンプルホルダを設置し、プラズマ照射に起因する発光をフィルタ付き高速カメラで観測した。	
C	
Mo	
C	

核融合研 廣岡先生	
端部ミラー出口にW及びTiから成る円盤ターゲッ
トを挿入し、端損失プラズマ流との相互作用に起因するリサイクリング及び堆積量の評価を行った。	
ガンマ10下部に設置したところ	

観測された高速カメラ画像	

PRC Sympo 2013, Y. Nakashima	ま と め	 本研究では，境界プラズマにおける粒子輸送制御研究を，新たな研究課題に掲
げ，既設ミラー端部に発生する高熱流粒子束を利用したダイバータ模擬実験研究（E-Divertor）についてガンマ10西エンドミラー部にて実験的検証を行ってきた。
ガンマ10極小磁場アンカー部に追加RF加熱を行うことにより、粒子束1023/
m2ｓを達成した。これによりプラグバリア等の隣接セルにおけるRF追加熱の有効性が大きく期待できる。

D-module内への水素ガス導入により、約一桁の密度上昇とそれに伴う電子温度の低下が観測され、RF追加熱を併用しての1018m-3達成に向けて大きな進展が見られた。



D-moduleプラズマの分光測定により、水素及び不純物ガス導入に伴うプラズ
マの輻射挙動の詳細が明らかになってきた。今回得られている電子温度の変化と輻射損失の関係を今後明らかにして行く。



エンドダイバータ部プラズマの数値シミュレーション解析により、ガス導入に伴う放射冷却等の電子温度の低下を再現するなどの進展が見られた。



その他、ダイバータ模擬実験研究に関わる新しい試みの他、共同研究で進行中のPWI研究も含め、DEMOを視野に入れた研究を精力的に進めて行く。



PRC Sympo 2013, Y. Nakashima	End	

新研究計画の概要
既存装置タンデムミラー “GAMMA 10”"ミラー閉じ込めの原理
Field strength	

 Magnetic coil	

Magnetic "Field line	新ダイバータコイルを導入した	

新装置による新しい研究の発展
A(X)-­‐Divertor	  End region E-­‐Divertor	  Plasma	電位形成による閉じ込め改善研究�

High power
heatingsystems(RF, NBI) "プラズマ制御の"キーツール�

�開放端磁場配位��
電位 & 電場�

Anchor region

Target plate

Microwave
source for
ECH"

これまでの研究の展開を図る為に以下の２つのプロジェクトを開始	

(1) 電位形成によるプラズマ閉じ込め改善研究のコアプラズマから境界プラズマへの拡張�(2) 既存のタンデムミラー装置（GAMMA 10）に新しいダイ
バータシステム (A(X)-Div.，E-Div.) を導入し，ダイバータ
模擬研究に基づく境界プラズマ研究を進める。

環状プラズマ研究への貢献
PRC Sympo 2012, Y. Nakashima	ダイバータ模擬実験研究課題	
境界プラズマへの拡張

ITER断面図�

ー 新ダイバータ装置の導入 ーダイバータカセット• 斬新なアイデアを盛り込むことによる，新しいダイバータシミュレータの開発（A-Div.）と，開放端磁場を活かした高熱粒子束シミュレータの開発（E-Div.）を進める。
• これらを導入した新装置により、電位／電場の物理の境界プラズマへの拡張を可能にし、ITER及び核融合炉の重要かつ緊急の課題である以下の実験を可能にする。
① ダイバータ領域におけるプラズマと対向材料との相互作用，不純物輸送制御（特に，ELM様パルス高熱粒子束環境下での表面現象）② 非接触プラズマの定常維持とその物理機構／放射冷却プラズマの解明と定常制御（ダイバータ部における原子分子過程，等）③ ペデスタル・ダイバータ領域における磁力線に沿った、或いは横切る熱･粒子制御
PRC Sympo 2013, Y. Nakashima	

E-Divertorのパラメータと物理目標
Ion Energy vs Ion Flux Density		

 Tsukuba U."
SOL Plasma	

 E-Div."• タンデムミラー端部で生成されるイオンのエネルギー
は，トカマクのSOLプラズ
マに匹敵する程度に高い。	

• ミラー端部では、比較的高い磁場強度を発生している。
(0.15 ~ 1.5 Tesla)	

• エンド部において，ガス導入，リサイクリング促進を図ることにより，放射冷却に つ い て の 機 構 を 解 明 し，
非接触プラズマ実現へ向けての知見を得る。	

最終的に，環状系プラズマにおける非接触プラズマの定常維持の達成に貢献する。
PRC Sympo 2013, Y. Nakashima	開放端磁場を活かした新研究(E-Div.)
ダイバータ配位を持つ新しい磁場の設計例	

端部ダイバータ模擬実験の概略図

E-Divertor
A-Divertor• 既設の大出力ジャイロトロンによる強力な電子加熱，及び大電力イオン加熱装置（ICRF，NBI）を用いた高エネルギーのプラズマ生成が可能で，他の小型ダイバータ模擬実験装置に比べて大口径・高熱流束が期待できる。
• 大容量クライオ排気装置を用いたダイバータ排気実験が可能。
• パルス運転を利用したELMを模擬した研究など実機プラズマのダイバータに近い環境(強磁場，高イオン・電子温度，端部放電電極等の影響の無い条件下)での，ダイバータプラズマ制御実験を世界で初めて実施する。
PRC Sympo 2012, Y. Nakashima	ダイバータ模擬実験を目指したE-Div.実験
双方向型共同研究に基づいて、タンデムミラー端部を用いた高熱流束生成の為の基礎	

実験が開始された。�

西エンド部真空容器と実験装置の配置	GAMMA 10 End Tank"

Observation area by high-speed camera"
GAMMA 10 "plug/barrier-cell"

GAMMA 10 end-mirror "vacuum vessel"

NBI	

Rotatable Target Assembly"

昨年度から大型ダイバータ模擬実験モECH	

 Movable calorimeter / Directional probe"
ジュール（D-module）が設置され本格
0"
100"
200"
300"
的ダイバータ模擬実験が開始された。	
zEXIT (cm)"端損失イオンエネルギー分析器
アレイによる軸方向イオン温度の評価
He, Ne, Ar ガス入射による不純物輸送実験及び放射冷却，非接触プラズマ実現に向けた基礎実験
高速カメラによるプラズマとターゲット材料との相互作用の計測
カロリーメータ／方向性プ
ローブによる端損失粒子の粒
子束密度・熱流密度の計測

ガンマ10によるダイバータ模擬研究への見通しの確立と共に，計測技術、照射技術に関するノウハウを蓄積する。	
PRC Sympo 2012, Y. Nakashima	ECHによるITERリリバントな熱流束の発生
ピーク熱流束密度 Pheatnet のECHパワー依存性	
Z

EXIT

14
P

~2010

P

2012

Heat

12

6

P

Heat

2

(MW/m )

10

net

Heat

= 30 cmrCM= 0 cm

目標熱流束レベル	

ITERダイバータ熱負荷レベル	

• 380 kWのECH重畳により，ITERにおけるダイバータ板上の熱流密度に匹敵する値（ ≥ 10 MW/m2 ）を達成した。	

8

熱流束はほぼECH
パワーに比例して増加が認められて
いる。	

4
2
0

0

100

200

300

pECH Power (kW)PRC Sympo 2013, Y. Nakashima	• ICRF生成プラズマ（セントラル部プ
ラズマ密度 2 ~ 3 × 1018 m-3，イオン温度 ~ 5 keV）において，短パルス（5~ 25 ms）のECHを印加することにより，端部ミラー出口近傍で，端損失
プラズマ流の熱流束の計測を行った。	

400• 現有の出力でITERリリバントな熱流密度レベルに達したことから，今後の端部プラズマ加熱系の増強により，更に高熱流束を発生できる見通しが得られた。

ダイバータ模擬実験モジュール(D-module)＜モジュールの諸元＞• D-module：W500mm×H480mm×L700mｍ
前面プラズマ導入口径 200mmφ
後部排気口150mm×340mm（開口部扉式可変）側面プラズマ観測窓（W700mm×H200mm）• V字ターゲット：タングステン製，300mm×350mm×0.2ｔ
ラングミュアプローブ （上面）
13個
カロリーメータ（下面）13個
角度調節機構15° 〜 80°（ ±7.5° 〜 ±40°）
真空度測定用高速イオンゲージ
1台
ガス導入系 放射冷却実験用
2個
ヘリウム分光計測用
3個•昇降装置：ベローズ式モーター駆動，ストローク： 850mm，速度： 4mm/秒

	

PRC Sympo 2012, Y. Nakashima	ダイバータ模擬実験モジュール(D-module)	
ラングミュアプローブ（上面）	
He beam probe用
ガス供給	

放射冷却用
ガス供給	

背面排気口

カロリーメータ（下面）	

PRC Sympo 2013, Y. Nakashima	

V字ターゲットD-module内リミターとカバーの設置
昨年度観測された不純物（主にFe）の輻射強度を抑える為に、モジュール入口にタング
ステン製リミターとプラズマが当たる面にタングステン板のカバーを設置した。	
プラズマ流入口	
(2012)	
(2013)
Tungsten limiter(2013)
Tungsten cover

リミターとカバーの導入によって、プラズマのモジュール内壁との衝突を軽減し、不純物の発生を減少できた。
PRC Sympo 2013, Y. Nakashima	D-moduleへのArガス導入時の熱流計測	

0.4
2

Heat flux (MW/m )

0.35
0.3

0.25
0.2

0.15
0.1

w/o Arwith Ar

0.05
0

5

4 3 2
CM number• Heat flux tends
to decrease in
the case Ar gas
is injected.	

1
54

45°	
1
2
3

D-moduleへのN2ガス導入時の熱流計測

W/O N
2
width 100ms
width 150ms
width 200ms
width 300ms

0.3

2

Heat flux (MW/m )

0.35
0.25
0.2

0.15
0.1

0.05
0

5

4 3 2
CM number

1
5	

30°	
1
2
4 3

D-moduleを用いた最近の実験結果• 高速カメラによる可視光２次元イメージ計測 「木暮，細井，中嶋，他」	
Shot No.: #223324
Camera:Phantom v710
Image size:
640×480 pixels
Shutter: Open
Frame rate:
10,000 fps
Filter:Without	D-moduleを用いた最近の実験結果	
• 高速カメラ計測（開口角度α依存性） 「木暮，細井，太田，中嶋，他」	
α = 30°	

α = 45°	

60

60

0

0

50

100

150

200

250

 

300

40
20

30
10
0

0

50

100

150

200

250

 

300

223589

50

 

 

10

50



 


20

30

60
22359440



22359350
40

α = 60°	

20

30
10
0

0

50

100

150

200

250

300

 

開口部角度が狭くなるにつれて先端部分の発光強度が増加し、ター
ゲットの奥に入ってゆくにつれて減少する傾向が見える。	

D-moduleを用いた最近の実験結果	
• 静電プローブ計測（開口角度依存性）「大木，赤羽，坂本，他」	

He非入射時のショット	
He入射時のショット	
30°	

45°	

60°	

角度が大きい程：Te, Iis (ne?) が上昇する傾向↓
高速カメラ計測との相関あり？
↓
位置に対する依存があるか？	

D-moduleを用いた最近の実験結果	
• 高速カメラ計測（希ガス入射実験）「木暮，細井，太田，他」

Ar 500mbar, t = 4.5 sec ~ 5.4 sec）	
Shot No.: #223608
Camera: GX-1 plus
Shutter:Open
Frame rate:
10,000 fps
Image size:
320×240 pixels
Filter:WithoutD-moduleへの水素及びArガスの同時入射実験	
水素ガス入射（パルス幅300ms）
RF3(W)	

（プラズマ点弧から－0.3s、1030mbar）	

水素＋Ar（パルス幅100ms）(dsub4.2+0.85s, 1200mbar)	
水素+Ar（パルス幅200ms）(dsub4.2+0.7s, 1200mbar)（再現性あり）	

PRC Sympo 2013, Y. Nakashima	D-moduleを用いた最近の実験結果	
• カロリーメータによる熱流計測「武田，岩元，中嶋，他」 	

（希ガス入射による放射冷却の基礎実験） 	
カロリーメータ設置位置

プラズマ流	1

ΔT (degree Celsius)

5
4
3
2
1

8

開口角度45°	Plenum pressure: 250 mbar

6
4
2
3
5

7

12
10
8
9
11

13

西

北

10
Ar
Ne
w/o GasAr (250 mbar)
Ar (500 mbar)

ΔT (degree Celsius)

6

2

7

東 1

13

南

8
6
4
2

ガス導入に伴うV字ターゲットの入口部での増加と深部での低下傾向が
0
0
1
2
7
8
13
7
1
2
8
13
   
認められた。	
    

D-moduleを用いた最近の実験結果	
• ガス導入実験における分光計測「細井，中嶋，細田，他」

ダイバータモジュール(without Gas)	

V字ターゲット簡易BOX付き	

ダイバータモジュール(with Gas)	

分光器の視野	
4

4 10

4

3 10

4

2 10

4

1 10

4

#223397 [200-220ms]

5 10

4

4 10

4

3 10

4

2 10

4

1 10

4

#223404 [200-220ms] Ar

0
300

400

500

600

700

Wavelength[nm]

800

0
300

400

500

600

700

Wavelength[nm]

800

0
300







Intensity [Arb.U]

Ar I
Ar I

500

Intensity [Arb.U]

Hα

1000

Ar I

1500

Ar II

Intensity[Arb.U.]

2000



5 10

α

Ar:300mbar 40ms-90ms

α

2500

400

500

600

700

Wavelength[nm]ダイバータ領域のクローズド化により発光強度の顕著な増加が認められた。

800

ダイバータ研究の今後のスケジュール	��������������研究項目

GAMMA10 end-mirror vacuum vessel"
Large-capacity
Helium cryopump
system (Existing)	

Movable calorimeter "and directional probe"(FY2008~)	

(FY2012~)"ダイバータ模擬実験モジュール (D-module)を用いたガス入射による放射冷却，デタッ
チメントの基礎実験•

試料導入装置の設置とD-モ
ジュールへの試料導入，高熱流束の照射及び表面分析の試行•

大容量ヘリウムクライオ排気装置を用いたダイバータ排気の模擬実験とダイバータ板の高温化実験	

Gas injection"system (FY2010~)"
NBI heating "system (Existing)"Z	

RF heating "system"•Divertor simulation"
exp-module"(FY2011~)"•高周波発振器の増強及びア
Introduce system" Rotatable"
東北大金属材料研究所との連携協力にンテナ増設による高熱流束のECH"of sample species" target
"
基づいてS
強化�
system"iC試料への端部プラズマ流(FY2010~)"assembly(Existing)"の初期照射実験が開始された。	

PRC Sympo 2012, Y. Nakashima	

(FY2010~)"ECRHによるプラズマ点火実験
MPD jet 50.5~51.5ms, w/o ECRH	

w/o MPD jet, ECRH 55~65ms 	

0.8

8

0.6

6

0.4

4

0.2

2

0
50

100

150
200
Time(ms)

0
250

0.6

ion current (A.U.)

ion current (A.U.)

10

0.5
0.4
0.3
0.2
0.1
0
50

100

150
Time(ms)

200

250

1

NLCC

DMCC

10

0.8

8

0.6

6

0.4

4

0.2

2

0
50
0.6

100

150
200
Time(ms)

100

150
Time(ms)

NLCC (10 13 cm-2)

NLCC

DMCC

NLCC (10 13 cm-2)

1

DMCC (10 -4Wb)

新シーケンス	

DMCC (10 -4Wb)

通常シーケンス	

0
250

0.5
0.4
0.3
0.2
0.1
0
50

200

250

ECRHを使用したプラズマ点火においても、通常実験とほぼ同様なパラメータのプラズマを立ち上げることができた。端損失イオン電流の値も通常通りであり、ダイバータ
模擬実験への適用も十分可能であると考えられる。	

MPDプラズマ入射実験
東MPDジェットを99.9～100.9ｍｓの1msパルスで入射。	
6
0.6
0.4
0.2
0
96

DMCC
98

5

100

102

Time (ms)

104

106

EastELIEAa1
EastELIEAa2

4
3
2
1
0
96

98

100

102

Time (ms)104

NL (1013cm-2)

0.8

106

Ion Current (A/cm2)

Ion Current (Rel.U.)

DMCC (10-5Wb)

1

5.5
5
4.5
4
3.5
3
2.5
2
96

6 10

NLCC
NLEA
NLWA

98

100

102

Time (ms)

104

106

west ion current 1
west ion current 2-4

4 10-4
2 10-4
0
96

98

100

102

Time (ms)

104

106

東エンド部ではプラグバリア部の強磁場部分でミラー反射された大量のイオンを検出。	
  NLEAが大きく上昇しており、MPD入射が終了してからもしばらく上昇を続けている。	
  西イオン電流信号を見るとピークが3度発生している。入射粒子がミラー磁場内で往復運動した結果と思われる。イオン電流信号はMPD入射前2.5、入射後5（10-­‐4A/cm2)と2倍程度まで上昇した。	

ま と め（続き）	
昨年度末に，ガンマ10西エンド部への設置が完了したダイバータ模擬実験モジュール（D-module）を用いて閉ダイバータ化模擬実験が開始され，高速カメラ，カロリーメータ，静電プローブ，分光器を用いた初期計測が行われた。
以前のターゲット照射実験に比べて，プラズマ-壁相互作用による発光強度が顕著に増加し，クローズド化によるリサイクリングの増加が認められた。

モジュール内に設置したV字型タングステンターゲットの開口角度を狭めるにつれて，プラズマ発光強度が増加していることが分かり，中性ガスの圧縮効
果を示唆する結果が得られた。

ターゲット板の深部近傍のラングミュアープローブによるイオン飽和電流及び電子温度も開口角度が狭まるにつれて下がる傾向を示している。



希ガスを用いた端損失プラズマ流の放射冷却実験が行われ、カロリーメータによる熱流計測の結果，ガス入射に伴うターゲット入口部での増加と深部での熱流束の低下傾向が認められた。

今後，双方向型共同研究の元で様々な共同研究を実施しつつ，更なる高熱流束の達成と非接触プラズマ状態の実現等，環状系閉じ込め装置のダイバータ実
現に向けての研究を進めてゆく。
PRC Sympo 2012, Y. Nakashima	ダイバータ模擬/PWI研究の展開
試料照射ﾓｼﾞｭｰﾙﾞ	• 周辺揺動観測
広島大	

高速ｶﾒﾗ	

ﾋﾞｰﾑﾌﾟﾛｰﾌﾞ	

• ﾌﾟﾗｽﾞﾏ照射/ 表面分析
東北大	
回転ﾀｰｹﾞｯﾄ / ｶﾞｽ入射	SMBI• 粒子補給• 多次元計測開発
	
 	
 	
 	
 	
 京都大	

• ﾘｻｲｸﾘﾝｸﾞ制御
連 • 高熱流粒子束制御携	
 • ﾀﾞｲﾊﾞｰﾀ候補材とﾌﾟﾗｽﾞﾏとの

	
 	
 	
 	
 	
 核融合研	

相互作用 / 不純物輸送• 非接触ﾌﾟﾗｽﾞﾏ実現• 材料へのﾌﾟﾗｽﾞﾏ照射• ｺｱ - ｴｯｼﾞｶｯﾌﾟﾘﾝｸﾞ
PRC, 筑波大	

ﾙｰﾌ標的
ﾓｼﾞｭｰﾙ	

表面ﾌﾟﾛｰﾌﾞ	• 表面分析

九州大/静岡大	• ｼﾐｭﾚｰｼｮﾝ解析
慶應大	
PRC Sympo 2013, Y. Nakashima	• 損耗/再堆積
大阪大	
熱流計	

• 非接触ﾌﾟﾗｽﾞﾏ物理• 熱流解析
• 新熱流計開発

名古屋大	

大阪府立大	

ITERリリバントな熱流束の発生
ピーク熱流束密度のECHパワー依存性	 • ICRF生成プラズマ（セントラル


12
2012
~ 2010PHeatnet (MW/m2)

10

EXIT

= 30 cmrCM= 0 cmITERダイバータ熱流束	8• その結果，380kWのECH重畳により，ITERにおけるダイバータ
板上の熱流密度に匹敵する値（≥
10 MW/m2 ）を達成した。	

6
4
2
0

部プラズマ密度 2 ~ 3 × 1018 m-3，
イオン温度 ~ 5 keV）において，短パルス（5~25ms）のECHを印加することにより，端部ミラー
出口近傍で，端損失プラズマ流の熱流束の計測を行った。	

0

100

200

300

pECH Power (kW)PRC Sympo 2012, Y. Nakashima	

400• 現有の出力でITERリリバントな
熱流密度レベルに達したことか
ら，今後の端部プラズマ加熱系の増強により，更に高熱流束を発生できる見通しが得られた。

ICRFによる高熱流束生成実験結果
典型的なホットイオンモードプラズマ (ne(0) ~ 2×1018 m-3, Ti(0) ~ 5 keV), において端部ミラー
出口及びエンドプレート上で熱流束・粒子束密度，及びイオンエネルギーの直接計測が行われた。	
RF only 190 ms Z

1.2

Γ (x = 2 cm)
i

1.0
0.8

Γ (x = -3 cm)
i

0.6

0.6

0.4

0.4

0.2

0.2

0
60

0
80 100 120 140 160 180 200

RF2 Power (kW)

400

i//

PHeat ( MW / m2 )Heat

(x = 0 cm)(x = -5 cm)

ZExit = 300 cm"

500

23

0.8

P

1.2

Γi (×10 particles/s•m2 )

1

Heat

= 30 cm

T (eV)

P

Exit

from Probe & CMfrom ELIEA

300
200
100
0
0

50

100

150

200

RF2 power (kW)• ICRF加熱時，熱流束密度 0.8 MW/m2 粒子束密度 4×1022 H/s•m2 が中心軸上で得られ，熱流束はRFパワーの増加と共に増加することが分かった。	

• 端部ミラー出口近傍（ZEXIT = 30 cm）で測定した軸方向（磁力線方向に沿った）イオン温度 Ti// とエンドプレート近傍（ZEXIT = 300 cm）で測定した Ti// は，
ICRFパワーと共に増加し、お互いに良い一致を示した。 	

PRC Sympo 2012, Y. Nakashima	高速カメラを用いたPWIによる可視発光の2次元イメージ計測と初期分光計測
端部ミラー出口に設置したV字ターゲット "Ar gas	

可視光の２次元イメージ

Arガス噴射口	タングステン
V字ターゲット	Plasma	Viewing area ofthe spectrometer	

分光スペクトル• ターゲット前面にアルゴンガスを照射し、ターゲット内の分光スペクトルを初めて
測定した。

0

300

400

500

600

700

ArI (811.53nm)

ArI (763.51nm)

ArI (750.38nm)

Hα (656.27nm)

500

ArII (487.98nm)

1000

FeI (427.17nm)

FeI (355.28nm)

Intensity (arb. U.)• タングステン製V字ターゲットを新たに
端部ミラー出口に設置して、プラズマとの相互作用光を高速カメラでとらえた。	

1500

800

Wavelength[nm]
PRC Sympo 2012, Y. Nakashima	D-moduleを用いた最近の実験結果	
• ターゲット上熱流束の後部排気口幅依存性 「武田，岩元，他」（カロリーメータによる熱流計測）	
南
カロリーメータ設置位置
東

6
4
2
3
5

1

12
10
8
9
11

7

13

西

北
without Ar gas

1
2
7

ガス無し	

4

9

3.5
3
2.5
2

0

20

40

60

Exhaust Width (mm)Axial Profile

Ar : 250 mbar

1
2
7

8
13

ΔT (degree Celsius)

ΔT (degree Celsius)

4.5

Axial Profile

80

100

8

8
13

7
6
5
4

Arガス入射	
0

20

40

60

80

100

Exhaust Width (mm)
PRC Sympo 2012, Y. Nakashima	D-module内プラズマの分光計測
EAST	

WEST	

• D-module内を観測する高速カメラとほぼ同一の視線をもつ集光系を用いて分光器にプラズマ光を導入している。
• D-module内の軸上
水平方向の空間分布が測定可能となっている。
Condenser lens	D-module	Spectrometer	
Shield box	Optical system near theobservation port	

High-speed
camera	

Optical fiber※分光器の感度較正は標準光源を用いて2012年に行われた。	

West-End schematic view	
PRC Sympo 2013, Y. Nakashima	2.4 初期条件と中性粒子モデル	
初期条件	
イオン温度:	
  Ti	
  (eV)	

密度：n	
  (m-­‐3)	

電子温度:	  Te	  (eV)	

これらの初期条件は、実際の計測で推定された空間分布のデータを参考にして決定している。	

中性粒子モデル	
仮定： 中性粒子速度は一定。	
上記の仮定を元に、一次元での中性粒子における密度連続の式を解くことで、中性粒子
密度分布を定義した。	

{

}

z
⎧
ne ⋅ σν ion + ne ⋅ σν cx∂(n n u n )
∂n n
1
1 ⎫
⎪
⎪
= −n n ⋅ ne ⋅ σν ion − n n ⋅ ne ⋅ σν cx ↔
= −n n ⋅= −n n ⋅ ↔ n n = exp⎨− dz ⎬
∂z
∂z
un
λ
λ ⎪
⎪
⎩ L
⎭

z
⎧
dz ⎫
⎪
⎪
n n (z ) = n0 ⋅ exp⎨−
⎬
λ
⎪
⎪
⎩ L
⎭

∫

λ =

{

∫

un

ne ⋅ σν ion + σν cx}

2. シミュレーションモデル (2.1支配方程式)[1]	
密度連続の式	∂n+ ∇ ⋅ nu = S n∂t( )運動量バランスの式	

拡散式	

∂(mnu ) + ∇ ⋅ nmu// u − η ⋅ ∇u// = −∇p + Smu∂t(

Sn: イオン生成・損失項	

)Smu: 運動量生成・損失項	

v = − Dn∂(ln n )∂yDn : ボーム拡散係数	

電子エネルギーバランス式	∂ ⎛ 3⎡⎛ 5⎞⎞⎤ee⎜ neTe ⎟ + ∇ ⋅ ⎢⎜ nuTe − κ ∇Te ⎟⎥ = ue ⋅ ∇pe − k (Te − Ti ) + sE∂t ⎝ 2⎠⎠⎦⎣⎝ 2

イオンエネルギーバランス式	

SeE: 電子エネルギー生成・損失項	∂ ⎛ 31
1
1 2 ⎞⎤⎡⎛ 5
⎛ i
2 ⎞
2 ⎞
i
⎜ niTi + nmu // ⎟ + ∇ ⋅ ⎢⎜ nuTi + mnuu // ⎟ − ∇⎜ κ Ti + ηu// ⎟⎥ = −u e ⋅ ∇pe + k (Te − Ti ) + S E∂t ⎝ 2
2
2
2
⎠
⎠
⎝
⎠⎦
⎣⎝ 2

SiE: イオンエネルギー生成・損失項	
n : プラズマ密度,
Ti	
  ,	
  Te	
  : イオンと電子温度,
pi	
  ,	
  pe	
  : イオンと電子の圧力 （p	
  =	
  pi	
  +	
  pe）	
η: 粘性係数, κ: 熱伝導係数, k: エネルギー緩和係数, Dn: 拡散係数	

u : 流速,	

これらの方程式の、境界値問題の定常解を算出している。	
[1]:	
  B.J.	
  Braams,	
  NET	
  Rep.	
  68	
  EURFC/X-­‐80/87/68,	
  CEC,	
  Brussels	
  (1987)	

2.2 原子分子過程	
方程式中で使用している各生成・損失項は、以下の様に定義している。	
イオン生成・損失項	

電子エネルギー生成・損失項	

S n = n0 ⋅ ne ⋅ συ ion. − ne ⋅ ne ⋅ συ recomb .
電子衝突電離	再結合	

S Ee = n0 ⋅ ni ⋅ συ ion. ⋅ δe − ne ⋅ ne ⋅ συ recimb. ⋅ Te
電子衝突電離	∵δe	  =	
  -­‐	
  25	
  eV	

再結合	

イオンエネルギー生成・損失項	S Ei = n0 ⋅ ni ⋅ συ ion. ⋅ En0 − n0 ⋅ ni ⋅ συ cx ⋅ (Ti − En0 ) − ni ⋅ ni ⋅ συ recomb. ⋅ Ti
電子衝突電離	

荷電交換反応	

再結合	
0.1

運動量生成・損失項	

1

Ti (eV)
10

100

1000

-14

10

S mu = − συ cx ⋅ n0 ⋅ ni ⋅ (u i − u 0 ) ⋅ m − συ recomb . ⋅ ni ⋅ ni ⋅ u i ⋅ m
-1
3

再結合	

<συ> (m s )荷電交換反応	-15

10• 電子による衝突電離の速度係数<σν>ion.、	
• 荷電交換反応の速度係数<σν>cx 、	
• 電子‐イオン間の再結合の速度係数<σν>recombi.	

<συ>

-16

10

ion

<συ>

recomb.

-17

10

<συ>

cx

-18

10

-19

10

-20

10

は、右図に示すように定義したものを用いている。	

0.1

1

10

100

1000

Te (eV)<σν>のイオン、電子温度依存性	E-­‐Div.における中性粒子入射効果	
GAMAMA 10ターゲットモジュールでは、モジュール内にプラズマが到達する以前に、中性ガスを入射する事が可能になっている。	
入射中性粒子	H	

主として、プラズマ密度増加に寄与。	
（GAMMA	
   10の電子温度領域では、水素中性粒子の電子衝突電離が、優勢である。)	

Ar	

電子温度減少に強く寄与。	
(本発表では、Ar原子の寄与しか考えない為。)	

ガス入射における、これらの中性粒子分布は、上記している様にプラズマ入射前に中性ガスが入射されるので、系内で一様分布していると仮定している。	
⎧ z dz ⎫nn (z ) = n0 ⋅ exp⎨− ∫ ⎬ + α⎩ L λ ⎭モジュール内の中性粒子密度を変化させる事により、背景プラズマパラメータがどの様に変化していくか知る事は、非常に重要である。	

Arガス導入効果のシミュレーション結果
密度 n	
  (m-­‐3)	

電子温度 Te	  (eV)	

Ar中性粒子密度は、計算系内に一様に分布させている。この密度を変化させ計算を行った。	
Ar中性粒子密度：1×1017	
  m-­‐3	

Ar中性粒子密度：1×1018	
  m-­‐3	
電子温度のz軸方向における、減少効
果が見える。	

Ar中性粒子密度：1×1019	
  m-­‐3	
電子温度冷却効果は、大きく効いている事が分かる。	
密度は、径方向の減少を見せ始めているが大きな変化は見られない。	
PRC Sympo 2013, Y. Nakashima	

研究の背景と目的	

プラズマ研究センターにおける第2期中期計画における主要な柱として，新ダイバータ装置を導入した境界プラズマにおける粒子輸送制御研究を課題に掲げ，ダイバータ模擬の研究を進めている。
上記研究計画では、2つのダイバータ装置が挙げられ，一つはセパラトリックスを有するトロイダルダイバータ様の磁場配位を持ち（A(X)-Divertor)，もう一つは既設ミラー端部に発生する高熱流粒子束を利用したダイバータ模擬研究（E-Divertor）である。
本研究の目的は，タンデムミラープラズマ閉じ込め装置ガンマ10のダイバータプラズマの模擬装置としての可能性を探るために，端部ミラー（E-Div.）における基礎実験及び数値計算に基づいた検討を行うことである。これによって，開放端磁場配位を活かし，ダイ
バータ開発における課題解決に向けた貢献を行う。
PRC Sympo 2011, Y. Nakashima	新装置において目標とする性能<E-Divertor>• プラズマ口径：0.1 〜 1.0 mφ• プラズマ密度： 〜 1019 m-3• 粒子束密度： 1022 〜 1024 m-2 s-1• 熱流束密度： 1.0 〜 20 MW/m2• プラズマ持続時間：0.4 秒 〜 4 秒（10秒 低磁場運転下）• フルエンス： 1024 〜 1025 m-2 /shot，〜 1027 m-2 /week<A-Divertor>• プラズマ口径： 〜 3 mφ × 0.05 mw（同心円環状）, 10 × 5 cm
• プラズマ密度：≤ 1018 m-3• 粒子束密度： 1020 〜 1022 m-2 s-1 (定常プラズマ運転)• 熱流束密度： 0.1 〜 10 MW/m2• プラズマ持続時間：0.4 秒 〜 4 秒（10秒 低磁場運転下）

開放端磁場を活かした新研究(E-Div.)
開放端磁場配位とダイバータ模擬装置の概念

	

開放端磁場配位は元々ダイバータに酷似した構造を有しており，セントラル部で生成された粒子は磁力線に沿って端部へ輸送される。�

• 既設の大出力ジャイロトロンによる強力な電子加熱，及び大電力イオン加熱装置（ICRF，NBI）を用いた高エネルギーのプラズマ生成が可能で，他の小型ダイバータ模擬実験装置に比べて大口径・高熱流束が期待できる。
• 大容量クライオ排気装置を用いたダイバータ排気実験が可能。
• パルス運転を利用したELMを模擬した研究など実機プラズマのダイバータに近い環境(強磁場，高イオン・電子温度，端部放電電極等の影響の無い条件下)での，ダイバータプラズマ制御実験を世界で初めて実施する。

今後必要となる計測系＜プラグバリア部＞
・ミッドプレーンマイクロ波干渉計 （中心部プラズマ密度評価）
・静電プローブ，方向性プローブ（周辺部粒子束の評価）
・カロリーメータ（周辺部熱流の評価）
・分光器（２次元イメージ）複数箇所の要計測（不純物挙動）・周辺部計測用マイクロ波反射計（周辺部密度評価）
・軟Ｘ線計測器（電子温度、高温電子評価）＜エンド部＞
・分光器（エンド部不純物生成機構，放射冷却効果の評価）
・高速カメラ（非接触プラズマと揺動の関係の検証）
・赤外線カメラ（中速〜高速）（熱流・材料表面温度の評価）
・高速イオンゲージ（ダイバータ部中性粒子圧縮効果の検証）
・残留ガス分析器（ダイバータ部の不純物ガス量の定量評価）
・昇温脱離計測系（照射材料のin situ表面分析）

来年度ハードウェア整備計画＜エンド部＞
1. 排気ダクトの改造とダイバータモジュール設置［外注］ 「年度末」2. ダイバータモジュール駆動装置［外注］「年度末」
3. 試料導入装置（垂直型@ZEXIT = 30 cm）［自作］ 「8月大気開放時」
4. 高速カメラ計測装置（NAC，HX-1）プラグバリアと共有 「年度末」5. 残留ガス分析器（Pfeiffer，PrismaPlus）「8月大気開放時」
6. 簡易ダイバータBox ［自作］「8月大気開放時」
7. 新型熱流束計測器［自作＠大府大松浦先生］「年度末」＜プラグバリア部＞
1. 分光器（広帯域観測用 USB2000, etc.）「8月大気開放時」
2. ミッドプレーンマイクロ波干渉計「 8月大気開放時」
3. 高速カメラ計測装置（NAC，HX-1）エンド部と共有「年度末」
4. 周辺部プローブアレイ［自作］
「年度末」
5.

ダイバータ研究比較一覧表	

新研究計画の基礎実験（双方向型共同研究）
カロリーメータ及びマッハプローブによる熱流・粒子束計測及び高速カメラによる可視光イメージ計測結果
プラズマ銃による初期プラズマ入射時
熱流・粒子束密度の角度依存性

熱流密度の径方向分布（ECHパワー依存性）
0.8

2.5

0.6

+ ECH-p 150kW, 20ms
2

Prb2:Γ

1.5

0.4

bias

r

= -250 V

Prbi= 2 cm

3.0

i
i

2.0

RF only 190 ms
Z= 30 cm
EXIT

1.0

0.5
0

2.8 (cm)
3.0 (cm)

0

0

-8

-6

-4

r (cm)-2(Down)

00(North)(Up)(South)

90

180

270

Angle (deg.)

プローブ挿入時の流出プラズマによる発光

2

0.2

P

1

Heat

HWHM
4.5 (cm)

Prb4:Γ

V

particles/s•m )(MW/m )

only RF 190ms

Prb1:Γ

4.0

22

PHeat (MW/m2)

2

Heat

120-160 ms

samplei+ ECH-p 230kW, 20mst

(r = 0 cm)

Γ (×10+ ECH-p 300kW, 25ms

P

zExit = 30 cm

プローブ先端典型的なホットイオンモードプラズマでの電位閉じ込め実験（セントラル部密度 	

2-3×1018 m-3，イオン温度 5 keV 程度）において，端部軸上での熱流計測を行った結果，RFのみのプラズマ生成時で 0.6 MW/m2，ECH重畳時で 2 MW/m2 の熱流密度が半値直径で 9 cm にわたって得られた。特にECH印加中には，ITERにおけるダイ
バータ板の熱流密度に匹敵する値（~8 MW/m2 ）を示し，今後の端部プラズマ加熱
系の増強により，更に高熱流束を発生できる見通しが得られた。

E-Div.の基礎実験結果（双方向型共同研究）
By using the end-loss ion energy analyzer (ELIEA), the dependences of effective ion temperature
Ti//eff and ion current density Isat on the mail plasma parameters are investigated. by K. Ichimura	zEXIT = 300 cm

500

8Ti//eff

Isat

400Isat ( x10 -4 A/cm2 )Ti//eff ( eV )Ti//eff = β • Thigh + ( 1 - β ) • Tlow	

300
200
100
0

0

0.2

zEXIT = 300 cm

0.4

0.6
-5

DMCC ( x10 Wb )

0.8

6

4

2

0
3

4

5

6
13

NLCC ( x10

7

-2

cm )

Both data showed a good lineality and it is clearly found that the central-cell
plasma parameters can control the parameters of end-loss ion flux.	

E-Div.の基礎実験結果（双方向型共同研究）
熱流束・粒子束密度の制御性を調べるために、それらのメインプラズマパラメータや各種プラ
ズマ生成・加熱系に対する依存性が調べられた。
by H. Takeda
zExit = 30 cm

1

7

rPrb = 0 cm

RF3
RF+GP3,4
GP7
After GP7
RF1

with RF3 (rCM = - 2 cm)

Γi (x1022 particles/m s)

PHeat ( MW/m2 )0.8

rCM = - 2 cm
rCM = 0 cm

0.6
0.4
0.2
0
0

0.2

0.4

0.6

0.8

<DMCC> ( x104 Wb )1

zEXIT = 30 cm

6
5
4
3
2
1
0

2

2.5

3

3.5

4

4.5

5

5.5

6

NLCC ( x1013 cm-2 )

熱流束密度は、セントラル部の蓄積エネルギー(反磁性量）の増加と共に上昇し、粒子束密度は、同部電子の線密度と共に増加することが分かった。
•
両者のデータは、極小磁場アンカー部のICRF追加熱により有意に上昇し、その効果が確認された。
•

PRC Sympo2011, Y. Nakashima	端損失イオンのエネルギー分析	
2010.10.4
K. Ichimura, Y. Nakashima

西エンド部真空容器内に設置した端損失イオンエネルギー分析器（ELIEA）を用いて，端損失イオンのエネルギー分析を行い，軸方向イオン温度Ti//と電位Φ を求めた。	

500

Teff (previous
series)Teff.i // (eV)400

Teff2 (1st week)

Φ
Φ2
Φ3

500
400

Teff3 (2nd week)

300

RF2 power: 40 ~ 200 kW	

300

200

200

100

100

	

• 通常のホットイオンモードプラ
ズマのDMcc値（≥ 0.5×10-4
Wb）では、200 ~ 400 eVと従来の値を再現		• 電位Φ は、温度に比べて緩やかに100 ~ 200 eVで増加�00

0
0.1 0.2 0.3 0.4 0.5 0.6 0.7 0.8

DMCC (10-4 Wb)

Φ (V)• 端損失イオンの実効温度T effi // は、DMccの増加と共に上昇し，100 ~ 400eVの範囲で制御可能	

Teff. and Φ vs DMcc

新研究計画の基礎実験（双方向型共同研究）
ECH パワー依存性及び加熱系の組み合わせ効果
2009.11.30
ECH と共に上昇	

し続ける

3
(r

P

(r

P

(r

Heat

CM
CM

= 0 cm)1= -4 cm)

2

0.5

0

100

200

300

ECH Power (kW)

400

P

1

Heat

ECH パワーの上限

1.50+ E&W ECH-p 150 [kW]+ E ECH-p 150 [kW]+ W ECH-p 150 [kW]+ RF3 150 [kW]only RF1&2 <0.19>= -6 cm)

2

Heat

P

Heat
Heat

2

(MW/m )

2.5

CM

(MW/m )

P

2009.11.18

1.2

0.8
0.6
0.4
0.2

500

0

RF1&2 + RF3 + West + East + Both
only
ECH
ECH ECH• ECHパワーの増加に従って、熱流束強度は半径~ 4 cm の領域で増加し続けている
ことがわかった。	

• 東西の ECH や RF の追加熱による組み合わせ効果を調べた結果、近い側（西）のECH に比べ、遠い側（東）の ECH の方が、熱流速の発生に対して、より強い効果を示し、東西同時入射が別々の場合の和を凌いでいることがわかった。

Preparative Experiments at End-Mirror (E-Div.)
Estimation of net heat-flux density during ECH

1210

r = 0 cmCMr = -4 cm
CM
r = -6 cm

Targetedheat-flux level"

CM

ITER relevant level	

8
ECH Power limit	

net ECH

2(MW/m )

14

P

Heat

6
4
2

0
100 150 200 250 300 350 400 450 500

PHeatnet ECH ≡		(QHeatwith ECH-QHeatonly RF) / tECH). 	

	

Here, 	

QHeatwith ECH : total calorific value
in the plasma discharge
with ECH.	

Qheatonly RF : total calorific value inthe plasma discharge with
only RF.	

tECH : duration of the ECH pulse. 	

ECH Power (kW)The net heat-flux continues to increase with the ECH power and is expected to beachieved up to the level of 10 MW/m2 within the available power of ECH, which almost
corresponds to the heat load of the divertor plate of ITER.

Preparative Experiments at End-Mirror (E-Div.)
Axial distribution of heat and particle flux density
n0throat = 5×1017 m-3

10

1023

Γi (Ti//=100eV)

PHeat (MW/m2)

Γi (Experiment)

1022

1

0.1

1021

PHeat (Ti//=100eV)
PHeat (Ti//200eV)
PHeat (Experiment)

0

0.2

0.4

0.6

zExit (m)0.8

1

Γi (particles/s•m2)

Γi (Ti//=200eV)

Data points with connected lines
represent the calculation results of theheat and the particle flux taking into
account of the effect of the density
reduction due to the expansion ofmagnetic flux tube in the downstreamside from the end-mirror exit.
In this calculation, the plasma ion
density at the end-mirror throat is given
to be 5×1017 m-3 based on the measured
results of heat and particle flux density
at zExit = 30 cm. Each value measured at
the different axial positions occupies theintermediate position between the two
calculation lines (Ti// = 100 eV and 200
eV).

These results give a good agreement with the measured ion temperature of 140 eV,
which indicates that the ion behavior is fundamentally restricted in the magnetic
field configuration.

Preparative Experiments at End-Mirror (E-Div.)ー Characteristics of heat flux and particle flux densities ー
Radial profiles in different axial positions	

1.0

2.5
P

z = 30 cm

P

z = 70 cm (x 10)

Heat

0.8

1.5

0.6

0.4

P

1

Γ z = 30 cm

0.2iΓ z = 70 cm (x 5)
i

0
15

10

5

0

r (cm)

5

0
10

2

0.5

23

Heat

2

i

2

Γ (×10 particles/s•m )(MW/m )Heat

In RF produced plasma cases;	

• Radial profiles of heat and particle flux
densities measured at different positions
along the z-axis (zEXIT = 30 and 70 cm). 	

• Each position is normalized at thecentral-cell midplane position according
to the shape of the magnetic flux tube. 	

• In both heat and particle flux profiles,
it is found that a good agreement isobtained.	

cc

It is confirmed that the transport of the heat and particle fluxes from the endmirror exit is basically governed by the magnetic field configuration in the endmirror region.	

PMTS-10 Y. Nakashima	

新研究計画の基礎実験（双方向型共同研究）
異なるターゲット材における可視光放射イメージの比較	
X"

Plasma"Y"

Stainless steel (216287)
Radial distribution of brightness"

1.2

Stainless steel
Tungsten
Carbon

200
φ

150

10 cm

100
50
0
50

75

100

125

Y-pixel (Y-axis)

150

Brightness (Rel. Unit)

Brightness (Rel. Unit)

300
250

Carbon (216289)

Tungsten (216288)

Axial distribution of brightness"

1
0.8• FWHM value:"
W > SS > C"

Stainless steel
Tungsten"

Carbon

FWHM value
21.4 pixel

0.6

7.0 pixel
5.8 pixel

0.4

"

0.2
0
120

• Energy reflection"coefficient RE:"
REW > RESS > REC"

140

160

180

200

X-pixel (Z-axis)

220• Energy of reflected"hydrogen atom Eh:"240
EhW > EhSS > EhC"

高速カメラによるプラズマー材料相互作用に伴う可視発光の2次元イメージ計測	
ミラー出口に設置した回転ターゲット

End-loss plasma	

Target	Calorimeter 	

on stain-less 	steel	

Carbon	Tungsten	Probe	

Plasma flow"

Tungsten"

ECH入射時，端損失プラギングによる発光強度の減少を観測	

SUS 316"

Carbon (IG-430)" Camera: HAS 220"

φ10cm	

端損失プラズマ流と材料表面との相互作用による強い発光を観測

Frame rate: 400 fps"
Shutter: Open"
Filter: Without"
R. Yonenaga, Y. Nakashima
PRC Sympo 2011, Y. Nakashima	回転ターゲットとガス導入系	

中速カメラによる発光計測	
He 500 mbar 40-100 ms	

Ne 500 mbar 40-100 ms	

Ar 500 mbar 40-100 ms	

• 発光の強度は He ＜ Ne ＜ Ar の順であった。	

• 非接触プラズマに持ってゆくには、当然のことながら多量のガスパフと中性ガス遮
蔽・リサイクリング促進による周辺圧力の上昇が必要。�

端損失イオンエネルギー分析器	
分析器(ELIEA)の概略図（平成12年流石修論より）

ELIEAによるエネルギースペクトル2010.9.25
K. Ichimura, Y. Nakashima

Energy Spectrum of End-loss ions
216015(98.23~106.23ms)

End-loss ion current (arb.Unit)

4 10-4
3.5 10-4
3 10-4
2.5 10-4
2 10-4
1.5 10-4
1 10-4

ガンマ10西エンド部に設置されている端5 10-5
損失イオンエネルギー分析器アレイを用い，プラズマの安定な時間帯で、イオンリ
00
ペラー電圧を数回〜10回sweepさせ、スペクトルを重ね合わせることによって、比較的きれいなエネルギー分布を得ることが出来た。
ポスター講演：01P28，市村

Φ

500

1000

E

ion

1500

2000

(eV)

他「ダイバータ模擬、直接発電実験の為の端損失イオン流分析」

Ti // 導出プログラム	

2成分のイオン温度でfitting	

Spline fitting	エンドロスイオンのエネルギースペクトル	
2010.9.25
K. Ichimura, Y. Nakashima

Energy Spectrum of End-loss Ions
216275(95.80~195.80ms)

10-5

Ion fluxΦ

Ion flux (Arb. Unit)

Tlow (113 eV)Thigh (680 eV)DL

Tlow + Thigh

10-6

Teff.i // = (1-β) TL + βTH
DH

10-7

比較的高いパワーRFによる生成プラズマの場合，端損
失イオンのエネルギー分布
が２成分を形成していることが判明した。	

	

得られたエネルギー分布を高温度と低温度成分にて、フィッティングすることにより、成分比を導出して実効的な端損失イオンの温度	

	

	

10-8
0

T eff.i //	

を求めた。
500

1000

E ion (V)

1500

2000

開放端磁場を活かした新研究(E-Div.)�
エンド部熱流束・粒子束密度の見積	
108

0.8
19

Ni =1x10

Ni = 5x10

m

18

-3

m

Ni = 2x1018 m-3

1024

0.8
ni0

-3

0.6

Ni = 1x1018 m-3

0.4

1022

0.2

= 1x1018 [m-3]Ti // = 500 eV
Ti // = 200 eV
Ti // = 100 eV

107

106

0.4

105

0.2

S m2

1021

0

0.2

0.4

0.6

Z [m]

0.8

1

0

0.6

Ti // = 50 eV

104

S [m2]

1023

Power Density [ W / m2 ]Ti // = 500 eV

S [m2]

Γi [ particles / s • m2 ]

1025

S m2

0

0.2

0.4

0.6

0.8

1

0

Z [m]

エンドミラー部に各種加熱系を併用することによりミラースロート部において，密度：1019m-3 台，温度：数100 eVのプラズマを生成出来れば，エンドミ
ラー部下流 0.5m 付近で、	

・フラックス： several × 1023 ~ 24 s-1 m-2，	

・熱流密度： 0.1 ~ several × 10 MW m-2 が期待できる。

新研究計画の準備状況• 新装置の設計
2）加熱設計 <A-Div. & E-Div.>「I. Katanuma」• 軌道平均フォッカープランクコード(mulreco)を用いたA-Div.
におけるICRF共鳴位置の最適化

今回設計した磁場配位では，ω/ωc=3.7 近傍に加熱効率の良い領域が存在している。	

	→ これに基づいてA-Div.部のアンテナ設計が進行中新研究計画の準備状況• 新装置の設計
2）加熱設計 <A-Div. & E-Div.>「I. Katanuma」• mulrecoを用いたE-Div.におけるICRF共鳴位置の最適化、及びミラー
端部熱流・粒子束強度の密度依存性
ERF=10 V/cm, ω/ωci=2.0	Γi//, Heat Flux は Ti⊥c= 100 eVで規格化

1025

2

1024

Heat Flux (MW / m )Ti perp. (eV)Γi// (particles / s • m )

1000

100

Γi//

1023

10

Heat Flux

1

2

1022

Ti⊥

1021
0

5 x 1018

1 x 1019-3

0.1
1.5 x 1019

nC (m )

ω/ωc=2.0 近傍におけるICRF加熱で，プラグ/バ
リア部に1019cm-3のプラズマ生成することにより，端部粒子束密度 1024個/s • m2，熱流密度10MW/m2 に到達可能であることが判った。

開放端磁場を活かした新研究(A-Div.)
磁場配位の最適化設計	
極小磁場アンカー部�
新ダイバータ部�

既存の電源設備が利用できる条件下にて，最適な磁場配位の設計が進行中

磁場最適化条件	

・セパラトリックスの磁力線が壁に接しない	

・ヌル点直下の軸上磁場強度が1kG以上	・極小磁場部のプラズマ断面
楕円度40以上	

・極小磁場部とエンドミラー
部で再円形化

新研究計画の準備状況•

新装置の設計
１）磁場設計 <A-Div.>「I. Katanuma」• 既設電源設備との整合性（経済性）• セパラトリックスが真空容器を横切らない（SOLの確保）• NULL点直下の磁場強度の確保（閉じ込めと加熱条件）• 片側アンカーでのプラズマのMHD安定化条件（プラズマ生成条件）• 磁束管の再円形化条件（プラズマ生成条件）

新ダイバータ部を含むコイル配置図
電流導入部をダイポール化することにより，	同部における損失粒子を集中化させる設計

βccを0.5%程度に抑えること
により，ダイバータ部に6%程
度のプラズマ生成が期待できることが分かった。

βAnc	

新ダイバータ部βcc	

今後のスケジュール（tentative）• 新装置の設計：
磁場の最適化･･･････････････････････････平成21年度末
コイルの設計･･･････････････････････････平成22年度前半
真空容器・排気系の設計･････････････････平成22年度前半
加熱系・計測系の設計･･･････････････････平成22年度中• 端部予備実験：
熱流束粒子束の特性評価と最適化･････････平成21~22年度
端部プラズマの可視光計測･･･････････････平成21~22年度
簡易試料導入装置と初期照射実験･････････平成22年度~• 新装置の製作･････････････････････････平成23年度以降？