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The power threshold of H-mode access in mixed hydrogen–tritium and pure tritium plasmas at JET with ITER-like wall

G. Birkenmeier, E.R. Solano, E. Lerche, D. Taylor, D. Gallart, M.J. Mantsinen, E. Delabie, I.S. Carvalho, P. Carvalho, E. Pawelec2022年被引用 8Nuclear FusionIF 3出版社

The heating power to access the high confinement mode (H-mode), PLH, scales approximately inversely with the isotope mass of the main ion plasma species as found in (protonic) hydrogen, deuterium and tritium plasmas in many fusion facilities over the last decades. In first dedicated L–H transition experiments at the Joint European Torus (JET) tokamak facility with the ITER-like wall (ILW), the power threshold, PLH, was studied systematically in plasmas of pure tritium and hydrogen–tritium mixtures at a magnetic field of 1.8 T and a plasma current of 1.7 MA in order to assess whether this scaling still holds in a metallic wall device. The measured power thresholds, PLH, in Ohmically heated tritium plasmas agree well with the expected isotope scaling for metallic walls and the lowest power threshold was found in Ohmic phases at low density. The measured power thresholds in ion cyclotron heated plasmas of pure tritium or hydrogen–tritium mixtures are significantly higher than the expected isotope mass scaling due to higher radiation levels. However, when the radiated power is taken into account, the ion cyclotron heated plasmas exhibit similar power thresholds as a neutral beam heated plasma, and are close to the scaling. The tritium plasmas in this study tended to higher electron heating fractions and, when heated with ion cyclotron waves, to relatively higher radiation fractions compared to other isotopes potentially impeding access to sustained H-modes.

日本語訳

高閉じ込めモード(Hモード)への遷移に必要な加熱パワーP_Lは、過去数十年にわたり多くの核融合装置において、主イオン種の同位体質量にほぼ反比例することが見出されている。ITER類似壁(ILW)を備えたJETトカマク装置における最初の専用L-H遷移実験では、磁場1.8 T、プラズマ電流1.7 MAの条件下で、純トリチウムおよび水素-トリチウム混合プラズマにおける閾値パワーP_Lが系統的に調べられ、このスケーリング則が金属壁装置でも成り立つかどうかが検証された。オーミック加熱されたトリチウムプラズマで測定された閾値パワーP_Lは、金属壁に対する期待される同位体スケーリングとよく一致し、低密度のオーミック位相において最低の閾値パワーが観測された。一方、イオンサイクロトロン加熱された純トリチウムまたは水素-トリチウム混合プラズマで測定された閾値パワーは、放射損失が大きいため、同位体質量スケーリングから予測される値よりも有意に高かった。しかし、放射パワーを考慮に入れると、イオンサイクロトロン加熱プラズマは中性粒子ビーム加熱プラズマと同様の閾値パワーを示し、スケーリング則に近い値となった。本研究のトリチウムプラズマは、電子加熱割合が高くなる傾向にあり、イオンサイクロトロン加熱時には放射損失割合も比較的高くなったため、Hモードへの持続的な遷移を妨げる可能性があることが示された。

装置

iter高精度(タイトル一致)jet高精度(タイトル一致)

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ITERJETTritiumH-modeITER-like wall
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