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Material migration studies with an ITER first wall panel proxy on EAST

R. Ding, R.A. Pitts, D. Borodin, S. Carpentier, F. Ding, X.Z. Gong, H.Y. Guo, A. Kirschner, M. Kocan, J.G. Li2015年被引用 38Nuclear FusionIF 3出版社

The ITER beryllium (Be) first wall (FW) panels are shaped to protect leading edges between neighbouring panels arising from assembly tolerances. This departure from a perfectly cylindrical surface automatically leads to magnetically shadowed regions where eroded Be can be re-deposited, together with co-deposition of tritium fuel. To provide a benchmark for a series of erosion/re-deposition simulation studies performed for the ITER FW panels, dedicated experiments have been performed on the EAST tokamak using a specially designed, instrumented test limiter acting as a proxy for the FW panel geometry. Carbon coated molybdenum plates forming the limiter front surface were exposed to the outer midplane boundary plasma of helium discharges using the new Material and Plasma Evaluation System (MAPES). Net erosion and deposition patterns are estimated using ion beam analysis to measure the carbon layer thickness variation across the surface after exposure. The highest erosion of about 0.8 µm is found near the midplane, where the surface is closest to the plasma separatrix. No net deposition above the measurement detection limit was found on the proxy wall element, even in shadowed regions. The measured 2D surface erosion distribution has been modelled with the 3D Monte Carlo code ERO, using the local plasma parameter measurements together with a diffusive transport assumption. Excellent agreement between the experimentally observed net erosion and the modelled erosion profile has been obtained.

日本語訳

ITERベリリウム(Be)第一壁(FW)パネルは、組立公差に起因する隣接パネル間のリーディングエッジを保護するように成形されている。完全な円筒面からのこの逸脱は、侵食されたBeが再堆積し得る磁気的陰領域を必然的に生じさせ、同時にトリチウム燃料の共堆積を引き起こす。ITER FWパネルに対して実施された一連の侵食/再堆積シミュレーション研究のためのベンチマークを提供するために、FWパネル形状の代替物として機能する特別に設計された計装付きテストリミターを用いて、EASTトカマクにおいて専用実験が実施された。リミター前面を形成する炭素被覆モリブデン板は、新型材料・プラズマ評価システム(MAPES)を用いて、ヘリウム放電の外側赤道面境界プラズマに曝露された。正味の侵食および堆積パターンは、曝露後の表面全体の炭素層厚さの変化を測定するためのイオンビーム分析を用いて評価される。約0.8 µmの最大の侵食が、表面がプラズマセパラトリックスに最も近い赤道面近傍で見られる。陰領域においても、測定検出限界を超える正味の堆積は、代替壁要素上では見られなかった。測定された2次元表面侵食分布は、拡散輸送の仮定とともに局所プラズマパラメータ測定値を用いて、3次元モンテカルロコードEROによってモデル化された。実験的に観測された正味の侵食とモデル化された侵食プロファイルとの間には、優れた一致が得られた。

装置

east高精度(タイトル一致)iter高精度(タイトル一致)

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ITEREASTFirst wall
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