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

Development of synthetic diagnostics for ITER First Plasma operation

J Sinha, P C De Vries, L Zabeo, E Veshchev, S P Pandya, A Sirinelli, A Pironti, G Vayakis, R A Pitts, S D Pinches2021年Plasma Physics and Controlled FusionIF 2.2出版社

ITER First Plasma (FP) operation aims to produce a plasma with current higher than 100 kA for a duration longer than 100 ms. However, the low values of plasma density and temperature associated with the initiation phase make it difficult to diagnose the plasma accurately. It is therefore essential to develop models for the available diagnostics for ITER FP operation in order to determine the necessary measurement ranges for plasma initiation and use them as inputs for controller development and assessment within the plasma control system (PCS). The use of accurate diagnostic models also helps to optimally prepare for, and analyse, ITER FP operation. A model developed for the Hα main chamber visible spectroscopy for FP shows that it is possible to measure Hα emission soon after breakdown for plasma temperatures higher than 3 eV and average plasma densities higher than 1017 m−3. The diagnostic model for the interferometer shows that for the proposed ITER FP scenarios, accurate measurements are possible for average plasma densities higher than 5 × 1017 m−3. The results from modelling of the hard x-ray monitor demonstrate that it can provide signals useful for runaway electron detection and can measure current levels typically down to 3 kA. Thus, these measurements can thus be used effectively by the PCS for runaway electron (RE) detection during FP operation. Improved diagnosis of the plasma state deducing, for example, parameters such as the plasma size and position, is possible by combining the measurements from the different FP diagnostics (density interferometer polarimeter and Hα main chamber visible spectroscopy), which will be available for ITER FP operation.

日本語訳

ITER第一プラズマ(FP)運転は、100 kAを超えるプラズマ電流を100 msを超える時間にわたって生成することを目的とする。しかし、開始段階に伴うプラズマ密度と温度の低さから、プラズマを正確に計測することは困難である。したがって、ITER FP運転に利用可能な診断装置のモデルを開発し、プラズマ開始に必要な計測範囲を決定し、それらをプラズマ制御システム(PCS)内の制御器開発および評価のための入力として使用することが不可欠である。正確な診断モデルの使用は、ITER FPの準備と解析を最適化する上でも役立つ。Hα主室可視分光用に開発されたモデルは、プラズマ温度が3 eVを超え、平均プラズマ密度が10¹⁷ m⁻³を超える場合、破壊直後のHα発光の計測が可能であることを示している。干渉計の診断モデルは、提案されたITER FPシナリオにおいて、平均プラズマ密度が5 × 10¹⁷ m⁻³を超える場合に正確な計測が可能であることを示している。硬X線モニタのモデリング結果は、逃走電子の検出に有用な信号を提供でき、典型的には3 kAまでの電流レベルを計測可能であることを実証している。したがって、これらの計測は、FP運転中の逃走電子(RE)検出のためにPCSによって効果的に使用できる。異なるFP診断装置(密度干渉偏光計およびHα主室可視分光)からの計測を組み合わせることにより、例えばプラズマサイズや位置などのパラメータを導出することで、プラズマ状態の診断精度を向上させることが可能であり、これらはITER FP運転時に利用可能となる。

装置

iter高精度(タイトル一致)

wiki

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

関連論文

Diagnostics: Chapter 8 of the special issue: on the path to tokamak burning plasma operation

2025Nuclear Fusion

High-current-density operation of RFP with newly developed program

1978Nuclear Fusion

Plasma initiation and preliminary magnetic control in the HL-2M tokamak

2021Nuclear Fusion

Advances in techniques for diagnosing fusion plasmas

1997Fusion Engineering and Design

Diagnostics for experimental thermonuclear fusion reactors

1996Plasma Physics and Controlled Fusion

H-mode plasmas in the pre-fusion power operation 1 phase of the ITER research plan

2021Nuclear Fusion

Plasma electric noise of a steady hf discharge in a magnetic field

1966Nuclear Fusion

Experimental study of single- vs two-close-frequency heating impact on confinement and loss dynamics in ECR ion source plasmas by means of x-ray spectroscopy and imaging

2022Plasma Physics and Controlled Fusion

Plasma electron density profile tomography for EAST based on integrated data analysis

2024Nuclear Fusion

Novel test-bed facility for PSI issues in fusion reactor conditions on the base of next generation QSPA plasma accelerator

2017Nuclear Fusion