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Tungsten: an option for divertor and main chamber plasma facing components in future fusion devices

R. Neu, R. Dux, A. Kallenbach, T. Pütterich, M. Balden, J.C. Fuchs, A. Herrmann, C.F. Maggi, M. O'Mullane, R. Pugno2005年被引用 208Nuclear FusionIF 3出版社

The tungsten programme in ASDEX Upgrade is pursued towards a full high-Z device. The spectroscopic diagnostic of W has been extended and refined and the cooling factor of W has been re-evaluated. The W coated surfaces now represent a fraction of 65% of all plasma facing components (24.8 m2). The only two major components that are not yet coated are the strikepoint region of the lower divertor as well as the limiters at the low field side. While extending the W surfaces, the W concentration and the discharge behaviour have changed gradually pointing to critical issues when operating with a W wall: anomalous transport in the plasma centre should not be too low, otherwise neoclassical accumulation can occur. One very successful remedy is the addition of central RF heating at the 20–30% level. Regimes with low ELM activity show increased impurity concentration over the whole plasma radius. These discharges can be cured by increasing the ELM frequency through pellet ELM pacemaking or by higher heating power. Moderate gas puffing also mitigates the impurity influx and penetration, however, at the expense of lower confinement. The erosion yield at the low field side guard limiter can be as high as 10−3 and fast particle losses from NBI were identified to contribute a significant part to the W sputtering. Discharges run in the upper W coated divertor do not show higher W concentrations than comparable discharges in the lower C based divertor. According to impurity transport calculations no strong high-Z accumulation is expected for the ITER standard scenario as long as the anomalous transport is at least as high as the neoclassical one.

日本語訳

ASDEX Upgradeにおけるタングステン計画は、高Z材料全面化に向けて推進されている。Wの分光学診断は拡張・改良され、Wの冷却係数は再評価された。W被覆表面は現在、全プラズマ対向機器の65%(24.8 m²)を占めている。未だ被覆されていない主要な2つの構成要素は、下部ダイバータのストライク点領域と、低磁場側のリミッターのみである。W表面を拡張するにつれて、W濃度と放電挙動は徐々に変化し、W壁での運転における重要な問題が明らかになった。すなわち、プラズマ中心部の異常輸送が低すぎる場合、新古典蓄積が発生し得るということである。有効な対策の1つは、20〜30%レベルの中心部RF加熱の追加である。ELM活動が低い領域では、プラズマ全体の半径にわたって不純物濃度の増加が見られる。これらの放電は、ペレットによるELMペーシングによってELM周波数を増加させるか、あるいは加熱パワーを増大させることで改善できる。適度なガス入射も不純物の流入と浸透を緩和するが、閉じ込めの低下を代償とする。低磁場側ガードリミッターでのスパッタリング収率は10⁻³にも達し、NBIによる高速粒子損失がWスパッタリングのかなりの部分を占めることが特定された。上部W被覆ダイバータでの放電は、下部Cベースダイバータでの同等の放電と比較して、高いW濃度を示さない。不純物輸送計算によれば、異常輸送が新古典輸送と少なくとも同程度である限り、ITER標準シナリオにおいて強い高Z蓄積は予想されない。

装置

asdex-upgrade中精度(概要文一致)iter中精度(概要文一致)

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DivertorTungstenPlasma-facing component
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