QUEST での QUESTION は何か？ そして将来へのREQUESTは何か？
QUESTの主な研究課題として
1. 高ベータ定常化の学術基盤研究として、トカマクよりも高ベータの達成が可能な球状トカマクの定常電流駆動及びプラズマ生成に関する研究
特に高密度・高誘電率プラズマにおける新しい電流駆動法（電磁波・静電波モード変換）の開発と実証
2. 球状トカマクの特徴的磁場配位に適合するダイバータ開発研究、および長時間運転での粒子・熱負荷制御法の確立
3. 定常運転の学術基盤として、壁温度制御による長時間運転での粒子循環制御、および先進壁制御とプラズマ性能の総合的研究

QUEST10周年研究会2018.7.20 九大応力研２F会議室「近未来の実験は定常炉の粒子輸送にどのように反映されるか？」
東工大 先導原子力研究所 松田 慎三郎• 要旨：定常原型炉での粒子輸送の全体像が粒子の流れの単純な考察から幾つかの指針が導かれる。 Questの実験で期待されることはどのような位置づけとなるのか？
この発表の多くはNIFS共同研究（原型炉の運転制御に関する研究会）
NIFS-MEMO-80に基づいている。

Q１: 出力を決めるためのデータベースは十分あるか？
壁のリサイクリングまで含めた定常をみたことがあるか。
Q２： どのように運転制御するのか？
核融合出力の変動を抑えて一定出力とする。
𝑷𝒇 ∝ 𝒏𝒆 𝟐→ コア部のプラズマ密度制御
どうやってコア部のプラズマ密度を制御するのか？

ITERの標準運転シナリオQ=10, における燃料供給分布のペレットサイズ依存性

プラズマ密度

ダイバータ

電離領域

排気ダクト

プラズマコア部壁
サブダイバータ

SOL周辺中性粒子密度

中性粒子密度SOL

He 灰最外殻磁気面SX

Q3 ダイバータ問題 原型炉にrelevantな装置はつくれるか？
作れない場合 → シミュレーション・コードに期待する。
→ どれだけ信頼性が高いコードを作れるか？
→ どの実験で衝突断面積などの基礎データが得られ、どの装置の実験でコードのvalidationができるか？

実験条件： どうすれば reactor relevant なデータが得られるか？
これがこれから検討すべき実験計画

1999-2001年ごろ He輸送と排気の実験（JT-60U)
A.Sakasai et al., J. Nuclear Materials 266-269 (1999) 312, 290-293 (2001)957
核燃焼HeをHe入射で模擬し、クライオポンプで𝐃𝟐 とHeを同時に排気He beam

D NBI

He, D2 pump

He 輸送と排気の実験
Reiterの条件
核燃焼条件 𝝉∗𝑯𝒆 /𝝉𝑬 ≤ 7-15 を満たし、

He 濃縮係数 𝜂 ~1.0 ± 0.2

𝜂 = 𝑃𝐻𝑒 /2𝑃𝐷𝑇 𝑑𝑖𝑣 / 𝑛𝐻𝑒 /𝑛𝑒 𝑐𝑜𝑟𝑒
He ビーム 1.4MW 6 s （NBI 2基 He入射用、3基NBIクライオポンプ 450𝒎𝟑 /s forHe, 700𝒎𝟑 /s for 𝑫𝟐 , ダイバータ引き口での実効排気速度～13𝒎𝟑 /𝒔 ）He 発生率 𝟏. 𝟓 × 𝟏𝟎𝟐𝟎 /s (= 0.63𝑷𝒂 ∙ 𝒎𝟑 /𝒔)
単位プラズマ体積あたりで比較すると→ JT-60の実験は3.3GW出力の炉を模擬← reactor relevant な実験He 発生量 3.55× 𝟏𝟎𝟐𝟎 /𝒔 GW (1.48Pa𝒎𝟑 /𝐬)
B GW出力コア部

𝐷0 , 𝑇 0A

𝐷+ , 𝑇 +𝜎𝐵

𝐴 − 𝜎𝐵

𝐻𝑒 ++

SOL

𝜎𝐵

周辺部

𝑷𝑫𝑻𝑷𝑯𝒆ダイバータ
𝑸𝑫𝑻𝑸𝑯𝒆𝑺

核融合出力 B GW
He は定常排気 →何処にも蓄積は無い。

He 発生率 : 𝛔𝑩 ＝𝑸𝑯𝒆 （He真空排気流量）
DT燃料
電離領域でのイオン化率: A（ion/s）
核反応分 はコアで消費𝑨 − 𝝈B (= 𝑸𝑫𝑻 )→濃縮係数 𝜼 = 𝑷𝑯𝒆 /𝟐𝑷𝑫𝑻 𝒅𝒊𝒗 / 𝒏𝑯𝒆 /𝒏𝒆 𝒄𝒐𝒓𝒆𝒏
コア部のHe濃度 𝜹 = 𝒏𝑯𝒆𝒆𝑷𝑯𝒆
𝑷𝑫𝑻 = 𝟐×𝜹×𝜼

He の排気速度
DT排気速度𝑸𝝈𝑩

S = 𝑷𝑯𝒆 = 𝑷𝑯𝒆𝑯𝒆𝝈𝑩

𝑸𝑫𝑻 = 𝑷𝑫𝑻 × 𝑺 = 𝟐𝜹𝜼イオン化したもののうち、どれだけ核燃焼に寄与したか（燃焼効率）は
𝑹 =核燃焼率
𝝈𝑩==A
イオン化率𝟐𝜹𝜼
𝟐𝜹𝜼+𝟏

Ex: 𝛅 = 𝟎. 𝟎𝟓 𝑯𝒆濃度𝟓% ,𝛈 =𝟏ならR ~ 10 %→ 10 倍の燃料循環流量が必要。
𝛈 = 𝟎. 𝟓 なら
R ~ 𝟓 % → 20 倍の燃料循環流量が必要。
→ 輸送に関して同位体効果の実験が必要

暫定𝑷𝑯𝒆 を決め、排気速度 S を求める。
𝑷𝑫𝑻 , 𝑸𝑫𝑻 求まる。
𝒎𝒂𝒙
𝑷𝒎𝒊𝒏
𝒅𝒊𝒗 ≤ 𝑷𝐃𝐓 ≤ 𝑷𝒅𝒊𝒗 を確認。

𝒎𝒂𝒙
逆に辿って、 𝑷𝒎𝒊𝒏に対応する S を求める。
𝒅𝒊𝒗 、 𝑷𝒅𝒊𝒗

𝑺𝒎𝒊𝒏 ≤ 𝑺 ≤ 𝑺𝒎𝒂𝒙

真空排気性能を 𝑺𝒎𝒂𝒙 にあわせて製作し、ダイバータ運転
圧力 𝑷𝒅𝒊𝒗 に合わせて真空排気速度を絞る。

核融合出力 B GW
He は定常排気 →何処にも蓄積は無い。

He 発生率 : 𝛔𝑩 ＝𝑸𝑯𝒆 （He真空排気流量）
DT燃料
電離領域でのイオン化率: A（ion/s）
核反応分 はコアで消費𝑨 − 𝝈B (= 𝑸𝑫𝑻 )→濃縮係数 𝜼 = 𝑷𝑯𝒆 /𝟐𝑷𝑫𝑻 𝒅𝒊𝒗 / 𝒏𝑯𝒆 /𝒏𝒆 𝒄𝒐𝒓𝒆𝒏
コア部のHe濃度 𝜹 = 𝒏𝑯𝒆𝒆𝑷𝑯𝒆
𝑷𝑫𝑻 = 𝟐×𝜹×𝜼

He の排気速度
DT排気速度𝑸

𝝈𝑩

S = 𝑷𝑯𝒆 = 𝑷
𝑯𝒆𝑯𝒆

𝝈𝑩

𝑸𝑫𝑻 = 𝑷𝑫𝑻 × 𝑺 = 𝟐𝜹𝜼ITERでも 𝑷𝑫𝑻 1~2Pa 必要と考えられている。
原型炉では何が違うか？
より高い 𝑷𝑫𝑻

しかし、真空排気系は単純化可能

JT-60U

ダイバータがW型、 ガスパフでの実験

DEMO炉

長い divertor leg、 ペレット→𝜼 がどれくらい変わるか？
周辺プラズマからの内向き輸送の定量化 → 核融合出力

大気圧以上へMVPTMP,拡散ポンプ

ダイバータは一種の真空ポンプ→ 1Pa以上なら1段階スキップできる可能性

ダイバータ部での真空排気引き口で1Paとすると、これは粘性流と中間流の境界領域。

何が足りないか？
周辺プラズマ、SOL,ダイバータのシミュレーションを行うにあたり、中性粒子の密度分布の測定が圧倒的に不足。
ALCATOR-C-Mod, D-Ⅲ-D の実験だけに頼って良いか？

径方向分布
ポロイダル方向分布
トロイダル方向分布

中性粒子の輸送モデルがない核燃焼シミュレーションは片車輪

M.Honda et al., J. Plasma Fusion Res.
9 (2010) 529

R. Bolvin et al., Alcator C-Mod, J. Nucl.
Materials 290-293 (2001) 542

輸送はプラズマだけでは追えない。
中性粒子 → プラズマ
どこがプラズマの境界か？

M. Groth et al., J. Nucl. Materials 2005

中性粒子分布について実測データは僅か

原型炉へ relevant か？
配位の類似性どんなプラズマでの測定か？
どの深さまで中性粒子の非一様性を考慮すべきか？
どこでプラズマと接続するか？

何処の測定データが必要か？

後藤基志らによるLHDでの計測（𝑫𝜶 のゼーマン効果から）

お話のまとめ
定常炉をめざしてダイバータ問題、粒子分布問題

原型炉の熱流束、粒子束を模擬するダイバータプラズマの実現は不可能→ 信頼出来るシミュレーションコードの開発が不可欠
そのようなコードは何処で検証validateするか？
→ 検証実験は部分的であっても、reactor relevant であること
reactor relevant なダイバータ配位、ペレットでの粒子供給で 𝜼～１ にどれだけ近づけられるか？
detach divertor が実現できたとして、ダイバータの中性粒子圧力は相当高く、数Paの可能性が高い。
→ 分子流真空排気を考える必要なし。
電離プラズマの内向き輸送の実験・理論両面での解明が重要度S
そのために中性粒子の分布測定、中性粒子の輸送解析は必須。

将来計画へのコメント
QUESTと特徴の一つに長時間運転がある。長時間安定に粒子循環が保持できるか否かは炉にとって最重要課題の一つ。
科学的・学術的研究とは、どれだけ放電が続いたかではなく、何故そこで放電が止まったかを調べること。 そしてそれを克服する術を見出してステップ・アップする（開発）。
①壁と粒子の関係は壁の温度と材料に大きく依存することが分かってきた。
→ 炉の想定温度（高温）、材料での長時間実験に絞る。
高温での粒子循環（反射係数１）ができる系をめざすべき。
②ダイバータ配位の磁力線の接続長はトカマクに比べて短い。
→ ダイバータ近傍での高い粒子（プラズマ、中性粒子）密度の実現が困難。 これをどうやって乗り越えるかが大きな課題。先ずはアイディアが重要。
③QUESTの真空容器（空間）は大きい。
→ ②の課題解決策を考えるとき、この特徴を活用すべき。