FusionPapers
図版検索トレンドwiki日本の研究
© 2026 FUSIONPAPERS
About法務情報
トップに戻る

Migration and deposition of 13C in the full-tungsten ASDEX Upgrade tokamak

A Hakola, J Likonen, L Aho-Mantila, M Groth, S Koivuranta, K Krieger, T Kurki-Suonio, T Makkonen, M Mayer, H W Müller2010年Plasma Physics and Controlled FusionIF 2.2出版社

The migration of carbon in low-density, low-confinement plasmas of ASDEX Upgrade was studied by injecting 13C into the main chamber of the torus at the end of the 2007 experimental campaign. A selection of standard tungsten-coated lower-divertor and main-chamber tiles as well as a complete set of lower-divertor tiles with an uncoated poloidal marker stripe were removed from one poloidal cross section and analysed using secondary ion mass spectrometry. The poloidal deposition profiles of 13C on both the tungsten-coated tiles and on the uncoated graphite areas of the marker tiles were measured and compared. For the W-coated lower-divertor tiles, 13C was deposited mainly on the high-field side tiles, while barely detectable amounts of 13C were observed on low-field side samples. In contrast, on the uncoated marker stripes the deposition was equally pronounced in the high-field and low-field side divertor. The marker-tile results are in agreement with those obtained from graphite tiles after the 2003 and 2005 13C experiments in ASDEX Upgrade. In the case of W-coated tiles, the 13C measurements were complemented by determining the total amount of deposited carbon (12C) on the tiles, which also shows strong deposition at the inner parts of the lower divertor. The estimated deposition of 13C on W at the divertor areas was less than 1.5% of the injected amount of 13C atoms. The 13C analyses of the main-chamber tiles and small silicon samples mounted in remote areas revealed significant deposition in the upper divertor, in upper parts of the heat shield, in the limiter region close to the injection valve, and below the roof baffle. Approximately 8% of the injected 13C is estimated to have accumulated in these regions. Possible reasons for the different deposition patterns on W and on graphite in different regions of the torus are discussed.

日本語訳

ASD Upgradeの低密度・低閉じ込めプラズマにおける炭素の移動を研究するため、2007年の実験キャンペーンの終了時に、トーラスの主室へ13Cを注入した。標準的なタングステン被覆ダイバータタイルおよび主室タイルの一部と、非被覆のポロイダルマーカーストライプを有する完全なダイバータタイルセットを、一つのポロイダル断面から取り外し、二次イオン質量分析法を用いて分析した。タングステン被覆タイルと非被覆グラファイトマーカー領域の両方における13Cのポロイダル堆積プロファイルを測定した。W被覆ダイバータタイルでは、13Cは主に高磁場側タイルに堆積し、低磁場側サンプルでは13Cの量はかろうじて検出可能であった。対照的に、非被覆マーカーストライプでは、高磁場側と低磁場側のダイバータ領域で堆積が同程度に顕著であった。マーカータイルの結果は、2003年および2005年のASD Upgradeにおける13C実験後にグラファイトタイルから得られた結果と一致している。W被覆タイルの場合、13C測定は、タイル上に堆積した全炭素量(12C)の測定によって補完され、これもダイバータ内側領域での強い堆積を示した。ダイバータ領域におけるW上の13Cの推定堆積量は、注入された13C原子の1.5%未満であった。主室タイルおよび遠隔領域に設置された小型シリコンサンプルの13C分析により、上部ダイバータ、熱シールド上部、注入バルブ近傍のリミター領域、およびルーフバッフル下方で有意な堆積が明らかになった。注入された13Cの約8%がこれらの領域に蓄積したと推定される。トーラスの異なる領域におけるWとグラファイト上の堆積パターンの違いの考えられる理由について議論する。

装置

asdex-upgrade高精度(タイトル一致)

wiki

TungstenASDEXASDEX Upgrade
この論文にはまだAI要約がありません。

関連論文

Localized tungsten deposition in divertor region in JT-60U

2009Nuclear Fusion

Overview of material re-deposition and fuel retention studies at JET with the Gas Box divertor

2006Nuclear Fusion

Tungsten coating on JET divertor tiles for erosion/deposition studies

2003Fusion Engineering and Design

Erosion of tungsten coated tiles on the central column of ASDEX Upgrade

2000Nuclear Fusion

Plasma–wall interaction at the ASDEX Upgrade tungsten heat shield

2001Fusion Engineering and Design

Modelling of local carbon deposition from methane and ethene injection through graphite and tungsten test limiters in TEXTOR

2010Plasma Physics and Controlled Fusion

Beryllium flux distribution and layer deposition in the ITER divertor

2008Nuclear Fusion

Power deposition outside the divertor in ASDEX Upgrade

2004Plasma Physics and Controlled Fusion

Surface composition and structure of divertor tiles following the JET tokamak operation with the ITER-like wall

2017Nuclear Fusion

The deuterium inventory in ASDEX Upgrade

2007Nuclear Fusion