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

Investigation of ELM-related Larmor ion flux into toroidal gaps of divertor target plates

K. Krieger, M. Balden, M. Barac, I. Bogdanović Radović, D. Brida, M. Faitsch, J.P. Gunn, S. Markelj, M. Kelemen, A. Manhard2023年被引用 1Nuclear FusionIF 3出版社

A detailed assessment of the thermo-mechanical limits of the International Tokamak Experimental Reactor (ITER) divertor with respect to potential excessive local transient heat loads due to edge localised modes (ELMs) has revealed a particular power loading scenario arising from the fact that ELM ions expelled from the upstream pedestal region will arrive at the divertor target plates without substantial thermalisation. As a consequence of their Larmor gyration around magnetic field lines, they are able to penetrate toroidal gaps between individual monoblocks of the target plate structure and can deliver rather intense heat loads to monoblock side faces near the gap entrance. To verify that this ELM-induced loading, predicted by both ion orbit simulations and particle in cell simulations, really does occur, two dedicated experiments have been performed on the ASDEX Upgrade tokamak. In both experiments a model toroidal gap structure of similar dimensions to those of the ITER divertor target monoblocks was exposed to a series of identical H-mode discharges with strong type-I ELMs. The effects arising from the gyro motion of hot ELM ions were identified by inverting, in the second experiment, the directions of both toroidal field and plasma current, thus reversing the ion gyration direction. The local distribution of incident ion flux on the gap side faces was quantified by pre- and post-exposure analysis of platinum marker layers to determine quantitatively the erosion rate of the platinum marker. The results fully confirm the ion orbit code predictions with respect to the penetration depth of incident ions with gyro orbits of similar or larger radius than the gap width. Moreover, the results confirm that ELM ions do indeed arrive at the divertor with their typical pedestal energies and also allow conclusions to be drawn regarding the corresponding intra-ELM ion particle and power flux, which is not easy to quantify using Langmuir probes.

日本語訳

国際熱核融合実験炉(ITER)ダイバータの熱機械的限界について、エッジ局在モード(ELM)による過度の局所的過渡熱負荷の可能性に関して詳細な評価を行った結果、上流のペデスタル領域から排出されたELMイオンが実質的な熱化を伴わずにダイバータ標的板に到着するという事実に起因する特定のパワー負荷シナリオが明らかになった。磁力線の周りのラーモア旋回の結果として、それらのイオンは標的板構造の個々のモノブロック間のトロイダルギャップに侵入することができ、ギャップ入口付近のモノブロック側面にかなり強い熱負荷を加える可能性がある。イオン軌道シミュレーションと粒子セルシミュレーションの両方によって予測されたこのELM誘起負荷が実際に発生することを検証するため、ASDEX Upgradeトカマクにおいて2つの専用実験が行われた。両実験では、ITERダイバータ標的モノブロックと同様の寸法の模型トロイダルギャップ構造が、強いタイプI ELMを伴う一連の同一Hモード放電に曝露された。高温ELMイオンのジャイロ運動に起因する効果は、2番目の実験においてトロイダル磁場とプラズマ電流の両方の方向を反転させ、それによってイオン旋回方向を逆転させることにより同定された。ギャップ側面における入射イオンフラックスの局所分布は、白金マーカーの侵食速度を定量的に決定するために、白金マーカー層の曝露前後の分析によって定量化された。結果は、ギャップ幅と同程度以上の半径を持つジャイロ軌道を持つ入射イオンの侵入深さに関して、イオン軌道コードの予測を完全に裏付けるものであった。さらに、結果はELMイオンが確かにその典型的なペデスタルエネルギーを伴ってダイバータに到達することを確認し、また、ラングミュアプローブを用いて定量化することが容易ではない、対応するELM内イオン粒子・パワーフラックスに関する結論を引き出すことも可能にする。

装置

asdex-upgrade中精度(概要文一致)iter中精度(概要文一致)

wiki

DivertorEdge localized modeDivertor target
この論文にはまだAI要約がありません。

関連論文

Particle and power deposition on divertor targets in EAST H-mode plasmas

2012Nuclear Fusion

Ion target impact energy during Type I edge localized modes in JET ITER-like Wall

2015Plasma Physics and Controlled Fusion

Progress on the application of ELM control schemes to ITER scenarios from the non-active phase to DT operation

2014Nuclear Fusion

Divertor power and particle fluxes between and during type-I ELMs in the ASDEX Upgrade

2008Nuclear Fusion

ELM driven divertor target currents on TCV

2003Nuclear Fusion

On the transport of edge localized mode filaments in the tokamak scrape-off layer

2020Nuclear Fusion

ELM transport in the JET scrape-off layer

2007Nuclear Fusion

Scrape-off layer ion temperature measurements at the divertor target during type III and type I ELMs in MAST measured by RFEA

2016Plasma Physics and Controlled Fusion

ELMs and asymmetries at the COMPASS-D boundary

1998Plasma Physics and Controlled Fusion

Particle-in-cell simulations of the plasma interaction with poloidal gaps in the ITER divertor outer vertical target

2017Nuclear Fusion