平成26 年度合同会合：	
筑波大学プラズマ研究センターシンポジューム	
双方向型共同研究「磁化プラズマ中の壁不純物粒子挙動とプラズマ特性への影響」	
第1 回プラズマ物理クラスター・スクレープオフ層とダイバータサブクラスター	
第1 回炉工学クラスター・ダイバータサブクラスター	
第2 回炉工学クラスター・ブランケットサブクラスター	
平成26 年7 月31 日(木)～ 8 月1 日(金)	
筑波大学 大学会館 国際会議室（３F）		

ITER STAC 会合での	フルタングステンダイバータ報告等		
鎌田裕 (JAEA)	

ITER理事会第13回会合 (2013年11月21&22日）の決定:	
ITER機構の提案及びITER科学技術諮問委員会(STAC)の勧告を踏まえ、「初期装荷するダイバータの表面保護材は「全タングステン」とする」	
Tungsten(Baffle)	

CFC(Target)	

Tungsten(Baffle)	

初期ダイバータの当初案：	
高熱負荷のターゲット部	
= CFC	

ITERのプラズマ対向
壁は全て金属	Tungsten(Target)	

第一壁
ベリリウム	

2	ITER ダイバータ材料の選択	
オプション１（ベースライン）： 初期ダイバータ板の材料をi)当初案である炭素材で実験を開始して重水素実験時からタングステン材とする。	  
オプション２：初期ダイバータからタングステン材とする。かつ、Q=10	  DT運転までのダイバータ交換回数を減らして１回とする。	  
	  最終決定=>オプション２	

3	

STAC-­‐14	  (H25年5月)の結論	  • JADAとEUDAにおけるタングステンダイバータプロトタイプモジュールの良好な試験結果（ITERのダイバータの要求値を超える）を歓迎する。	
• ITPAによる全体的な評価では、ITERの初期ダイバータを全タングステンとすることに関して明確なshow-­‐stopperは無いことが示されるとともに、その利点や懸念、R&Dの必要性が明示された。STACは、タングステンダイバータで実験を開始する場合には、 H/He実験期において高パワー加熱・高電流を実現して行く上で追加的な施策が必要であろうというITPAの報告を留意した。2013年夏に予定されているJETの実験（タングステンダイバータを溶融させて、その影響を分析する実験）が極めて重要な情報を与える。	  
• ITERが全タングステンのダイバータで実験を開始する場合、STACは、特にディスラプション緩和システムの統合化やELM制御、及び加熱システムの性能試
験を計測系の装着状況に整合させて行なう方策の詳細を含め、ITER研究計画の適切な最適化が求められると考える。	

4	

STAC-15 (H25年10月)	

5	

STAC-15 by IO (M. Merola, R. A. Pitts)

W	  mel&ng:	  JET	  misaligned	  lamella	  experiment	  (1)	  q Executed	  in	  July-­‐August	  2013	  	  	  	  § Use	  high	  power	  Type	  I	  ELMing	  	  H-­‐mode	  plasmas	  to	  push	  misaligned	  lamella	  close	  to	  melVng	  during	  inter-­‐
ELM	  phases	  § Principal	  aim	  of	  experiment	  from	  IO	  point	  of	  view	  is	  to	  provide	  benchmark	  transient	  shallow	  melt	  data	  for	  validaVon	  of	  MEMOS	  code	  being	  used	  at	  ITER	  for	  W-­‐divertor	  damage	  modeling	  	  JPN	  84514	  Approx.	  Strike	  line	  § Push	  W	  transiently	  over	  melVng	  at	  the	  ELM	  à	  invesVgate	  melt	  dynamics,	  splashing,	  eﬀect	  on	  plasma,	  etc.	  

Special	  	  lamella	  KL9A	  IR	  camera	  6	

STAC-15 by IO (M. Merola, R. A. Pitts)

W	  mel&ng:	  JET	  misaligned	  lamella	  experiment	  (2)	  q Melt	  evolu&on	  	  § High	  resoluVon	  photographs	  of	  special	  lamella	  a^er	  each	  pulse	  § MelVng	  during	  ~7	  pulses	  Appearance	  of	  small	  “droplets”	  (≥100	  µm	  diameter)	  FormaVon	  of	  large	  droplet	  chain	  EsVmate	  5-­‐10	  µm	  removed	  per	  ELM	  EsVmate	  ~6	  mm3	  total	  material	  moved	  Melt	  moVon	  towards	  HFS	  à	  consistent	  with	  jxB	  force	  due	  mostly	  to	  thermal	  electron	  emission	  current	  Leading	  edge	  is	  “machined	  down”	  Only	  a	  few	  droplets	  expelled	  à	  no	  disrup&ons	  or	  strong	  eﬀect	  on	  conﬁned	  plasma	  59	  mm	  #84724	  5.5	  mm	  HFS	  #84778	  #84779	  #84781	  #84782	  #84783	  #84785	  7	

STAC-15 by IO (M. Merola, R. A. Pitts)

JET	  experiment:	  conclusions	  for	  ITER	  q Need to confirm absence of bulk melting, but the JET results:§ Are the first ever transient driven shallow melting experiment in atokamak à provides excellent data for MEMOS validation§ Show no evidence for melt splashing at each ELM, no disruptions due toejection of “droplets” and no significant contamination of core plasma§ Demonstrate that there is a process (not yet understood) by which small
droplets form, migrate, coalesce and grow à implications for continued
operation above a damage threshold§ Support the ITER full-W divertor design strategy of shadowing all edgesq JET results provide the basis for estimates on ITER ofconsequences for a larger scale melt event§ Require modeling to account for screening
andIR	  resistance
KL9A	  camera	   to Wradiation à improve with mean size
8	STAC-15 by IO (M. Merola, R. A. Pitts)

Summary	  by	  IO	  	  q A mature full-W divertor design is now in place with the key design supporting
analyses essentially complete.
q The design was examined by an expert panel during a Final Design Review in June
2013, as requested by STAC. The review was successfully completed.
q In all DAs supplying the divertor components technology development surpasses
the cyclic load specifications.
q Key areas in PWI remain those of melting and potential material issues.
q JET transient shallow melting experiment generally supports melt code analysis
being applied for ITER.
q Vigorous Materials R&D under high fluence, multi-species plasma and in thepresence of transients must continue at good pace during ITER construction.
q Indications that reduced (normalized) H-mode confinement observed in present
devices with W or W/Be PFCs may not apply in ITER à unresolved issue andmore R&D requiredq If sufficient heating power for H-mode operation, adequate ELM and disruption
mitigation and diagnostics are in place for the non-active phase, no major obstacle
to completion of Research Plan as currently foreseen with a full-W divertor. 9	

STAC-15 (H25年10月)の結論と勧告意見（１）	
チャージ３ 炭素およびタングステンダイバータに関する解析の進展を評価し、ITERの初期ダイバータの選択を勧告せよ。		

STACは、IOによるタングステンダイバータの最終設計レビューの完結、タングステンプロトタイプモジュール試験の進展、及びJETにおけるタングステン表面溶融実験の良好な結果（プラズマへの大きな影響はない）を留意した。	
STACはまた、直線装置による最近の実験で明らかとなったヘリウム運転時のタングステンダイバータの潜在的リスク（表面変質によって溶融やダスト発生等が増長される）を含むタングステンの課題や、JETの実験で観測された溶融層の運動を説明できるようにモデリングを改善すべきであること等を留意した。	
STAC-14とSTAC-15で報告された詳細な評価結果に基づき、STACは、炭素及びタングステンダイバータの選択に必要な科学技術基盤がITERの初期ダイバータの戦略と明確なR&Dニーズを決定できるレベルに達したと信じる。	

10	

STAC-15 (H25年10月)の結論と勧告意見（2）	
勧告	
STACは、IOからの「ITERの初期ダイバータをタングステンダイバータとする基本計画」の提案をICが採択することを勧告する。	
この戦略を十分に確固たるものにするために、STACは、IOが研究コミュニティと協力しつつ継続してタングステンダイバータの科学技術に関するR&D、特にヘリウムに曝されたタングステンの変質と溶融層運動のモデリングに関して、を実施して次回のSTACから報告を行うよう勧告する。	
真空内機器の保護に必要な計測やその他のシステムが、特に非放射化期間の各々の実験期の開始時までに機能試験を終えて準備されていることを勧告する。	
STACはまた、IOが、真空容器内機器の損傷を回避するために十分な時間を使って運転手法を作り上げていくことや信頼性の高いディスラプションの検出・緩和手段を開発すること等を考慮してITERリサーチプランを改訂することをSTAC-16で中間報告行うことを含めて勧告する。	
11	

STAC-15 (H25年10月)の結論と勧告意見（3）	
＜備考＞	
このチャージは、今回のSTAC会合のメインテーマの一つであった。
米国及び韓国は、ヘリウムに曝されたタングステンの改質の課題を挙げて結論を半年延ばすべきであると主張した。しかしながらi)前回懸案となっていた非緩和ディスラプションを用いた許認可用試験が不必要であることがわかったこと、ii)前回問題となった遅延機器（計測など）の再考についてリサーチプランの上で指針が明確に提示されたこと、 iii)JETの溶融実験で、少なくともこれまではプラズマに対する明確な悪影響が無いこと等を考慮し、仮に半年あったとしても結論を左右する大きな新成果がでることは考えづらく、IOに信頼性の高い事業計画を作成してもらうことが何よりも重要であり、そのために、STACは今回結論を出すべきであるという考えが支持され、最終的に米国及び韓国も合意した「タングステンで開始」の結論となった。 	
12	

ITER Research Needs: D. Campbell at ITPA-CC meeting Dec.2013	

Priority R&D Issues in Divertor/PWI
Heat fluxes• Continued limiter heat flux studies (narrow feature) à possible DSOL
• Pursue to completion divertor heat flux studies at high divertor dissipation• Quantify ELM broadening/heat flux dependence and in-out divertor asymmetries• More data on unmitigated disruption heat fluxes (but emphasis on metal walls)
Tungsten• Expanded work in general on He PWI effects à rate of bubble growth, effect oftransients, survival of fuzz à mostly on linear devices, but could be done on sometokamaks (notably AUG) if He plasmas possible• More detailed work on surface roughening and micro-cracking, behaviour ofdamaged W samples under tokamak exposure (and effect on plasma à AUG)
• Effect of Be layers on W (reduced crack threshold à PISCES-B)
Migration• Making progress, but key results for ITER will all come from JET, so monitored
closely by ITPA

13	

STAC-16 (H26年5月)	

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STAC-16 (H26年5月): ITERリサーチプラン	

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STAC-16 : ITERリサーチプラン （ Disruptionの一部） 	

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STAC-16 : ITERリサーチプラン 	

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STAC-16 : ITERリサーチプラン 	

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STAC-16 by M. Merola / R. A. Pitts

Cause, interpretation & Mitigation of self castellationq ObservationØ Self-castellation never appears during the 5000 cycle, 10 MWm-2 loadingØ Typically appears after several 100 loading cycles at 20 MWm-2
Ø Crack initiates at the top part of the monoblock with evidence for ductile
fracture surface around the initiation site and a brittle fracture surface withtypical intergranular cracks closer to cooling tubeq Interpretation of cause of self-castellation

Ø Fatigue crack rather than crack due to brittlenessØ Higher fatigue resistance and higherresistance to recrystallization (i.e. higherrecrystallization temperature) would be essentialq To mitigate self-castellation for high performance W materials
Ø IO developed W material characterization programme to understand selfcastellation (fatigue crack) threshold and to obtain guideline for theacceptance criteria for high performance W materials (for 2nd divertor set).
Ø The programme is in preparation for implementation, subject to budget
availability.
19	STAC-16 by M. Merola / R. A. Pitts

W material characterization programmeq Task Description(a) Uniaxial tensile test
Report: stress-strain curve, ultimate tensile strength (UTS), YieldStrength), total elongation (εtot)- Test temperature: a single value between 600-800oC (+/- 5oC).
- Test direction: x- and y-directions.
- Material state: as-received and post-recrystallization(b) Hardness measurement and microstructural observation
Report: Vickers Hardness (HV30), microstructure and grain size
- Material state: as-received and post-recrystallization states(c) Recrystallization sensitivity tests
Report: Vickers Hardness HV30, microstructure and grain size after
Heat treatment
temperature : i) 1300oC; ii) 1500oC; iii) 1800oC, for 1 hour

20	

STAC-16 by M. Merola / R. A. Pitts

21	

STAC-16 by M. Merola / R. A. Pitts

22	

STAC-16 (H26年5月)の結論と勧告意見（１）	
チャージ３：ITERのタングステン製初期ダイバータに関する技術的・物理学的研究の進展に関する評価	

STACは、欧州DA及び日本DAが製作したITERのタングステンターゲットが熱流束に関する要求性能を満足した。STACは、この高熱流束試験の進展を喜ぶ。STACは、self-castellation現象やタイル表面の非一様加熱を含むタングステンターゲットに関する一層のR&Dとアセスメントを行なうことを勧告する。STACは、また、製作手法が異なるタングステン材料間でどのように耐熱性能が異なるかを評価するよう勧告する。	
STACは、熱流から角部を保護するために極度に３次元的に加工されたタイル形状はコスト増を招き、また，受熱面積の低下によってタイル表面が受ける最高熱流束が上昇することを記録する。STAC
は、IOが、タイル形状の決定を最適化するために様々なトレードオフを分析することを強く求める。		

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STAC-16 (H26年5月)の結論と勧告意見（2）	
STACは直線プラズマ装置でタングステン材料表面に対するヘリウムの効果の研究が開始されたことを喜ぶ。ITERの運転条件に合致する一層高いイオンのエネルギー領域でこれらの実験を継続しなければならない。	
STACは、タングステンタイルの溶融した表面層の運動に関して、JETでの観測結果が溶融層の強いポロイダル方向の運動を予測するシミュレーションと合致したことを喜ぶが、しかしながら、この現象が何故ITERでは発生しないと予測されるのかの理由について一層の理解を進める必要がある。STACは、ITPA（国際トカマク物理活動）が実施したヘリウムプラズマでのHモード運転に関する研究結果を喜ぶが、ITERでのヘリウムプラズマ実験の実施のために、さらなる研究（例えばITERにおけるType I ELMが発生する運転領域や小規模化できないType IELMの数、そしてITERのヘリウム運転でのELMの小規模化実験をどのように進めるかに関する研究）が必要である。 	
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まとめ	  ITERに初期装荷するダイバータの表面保護材は「全タングステン」とすることが決まり、それと整合するリサーチプランの検討が進んでいる。		
Q=10の燃焼プラズマの達成に向けて、ITERの実験を安全かつ効率良く進めるために、多くのR&Dが求められている。		
タングステンの物性評価、機器製作、プラズマ評価等、日本が中心的な貢献を行なうことのできる多くの分野がある。		
原型炉へ向けて、ITERを用いた金属壁／タングステンダイバータの研究計画を、日本の研究コミュニティが、主体的・積極的に立案・実施していくことが大切。	
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