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Development of laser-based techniques for in situ characterization of the first wall in ITER and future fusion devices

V. Philipps, A. Malaquias, A. Hakola, J. Karhunen, G. Maddaluno, S. Almaviva, L. Caneve, F. Colao, E. Fortuna, P. Gasior2013年被引用 102Nuclear FusionIF 3出版社

Analysis and understanding of wall erosion, material transport and fuel retention are among the most important tasks for ITER and future devices, since these questions determine largely the lifetime and availability of the fusion reactor. These data are also of extreme value to improve the understanding and validate the models of the in vessel build-up of the T inventory in ITER and future D–T devices. So far, research in these areas is largely supported by post-mortem analysis of wall tiles. However, access to samples will be very much restricted in the next-generation devices (such as ITER, JT-60SA, W7-X, etc) with actively cooled plasma-facing components (PFC) and increasing duty cycle.This has motivated the development of methods to measure the deposition of material and retention of plasma fuel on the walls of fusion devices in situ, without removal of PFC samples. For this purpose, laser-based methods are the most promising candidates. Their feasibility has been assessed in a cooperative undertaking in various European associations under EFDA coordination. Different laser techniques have been explored both under laboratory and tokamak conditions with the emphasis to develop a conceptual design for a laser-based wall diagnostic which is integrated into an ITER port plug, aiming to characterize in situ relevant parts of the inner wall, the upper region of the inner divertor, part of the dome and the upper X-point region.

日本語訳

壁面侵食、材料輸送、および燃料保持の分析と理解は、ITERおよび将来の装置にとって最も重要な課題の一つである。なぜなら、これらの問題が核融合炉の寿命と稼働率を大きく左右するからである。これらのデータはまた、ITERおよび将来のD-T装置における容器内トリチウムインベントリの蓄積に関するモデルの理解向上と検証にも極めて貴重である。これまでのところ、これらの分野における研究は、主に壁タイルの事後分析によって支えられてきた。しかしながら、次世代装置(ITER、JT-60SA、W7-Xなど)では、プラズマ対向機器(PFC)が水冷式であり、デューティサイクルが増加するため、試料へのアクセスが大幅に制限されるであろう。このことが、PFC試料の取り出しを必要とせずに、核融合装置の壁面上での材料堆積およびプラズマ燃料保持をその場で測定する手法の開発を動機付けてきた。この目的のために、レーザーを用いた手法が最も有望な候補である。その実現可能性は、EFDAの調整の下、様々なヨーロッパの研究機関による共同事業において評価されてきた。実験室およびトカマク条件の両方において様々なレーザー技術が探求され、ITERのポートプラグに統合されるレーザーベースの壁診断装置の概念設計の策定に重点が置かれてきた。その目的は、内壁、内側ダイバータ上部領域、ドームの一部、および上部X点領域の関連箇所をその場で特性評価することである。

装置

iter高精度(タイトル一致)jt-60sa中精度(概要文一致)wendelstein-7x中精度(概要文一致)

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ITERFirst wall
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