定常化研究に挑むJT-60の新展開

原子力学会2004年秋の大会
京都大学：9月15日
核融合工学部会総合講演
定常化研究に挑むJT-60の新展開
日本原子力研究所那珂研究所 鎌田 裕、JT-60チーム
何を目指して
どうプラズマを制御
しようとしているのか。
炉心プラズマ研究：高総合性能の定常維持
目標＝コンパクトで経済的な定常核融合炉
必要な要素性能を高い次元で統合＝システムとしての最適化
（１つの要素性能を最大化すると他が犠牲になる場合がある）
n
高い出力密度＝ 高圧力= 高ベータ値
十分な燃焼効率
先進トカマク
開発
高いエネルギー閉じ込め改善度
D
T
α
α粒子加熱
高い燃料純度
高い密度
プラズマ電流
完全 非誘導
・外部駆動
NB & RF
・高い自発電流割合
大きな放射パワー
ダイバータ熱負荷低減
先進トカマク研究
「高自発電流高閉じ込め」:JT60で開拓 =>定常トカマク炉概念
高βpモードと負磁気シアモード
Ｈモードに
対する閉じ
込め改善度
規格化
ベータ値
自発電流割合>80%、内部輸送障壁発見
概念実証：完全非誘導高閉じ込め高自発電流
臨界プラズマ条件、イオン温度5億度 etc.
グリンワル
ド密度指数
1.5
0.8
ITER
定常運転例
2.7
自発電
流割合
これまで: 要素性能
の向上とそれらの同
時達成の研究開発
0.8
全放射パワー
全加熱パワー
0.5
0.8 燃料純度
1.0
非誘導電流駆動割合
○定常に持続できるのか
○ 「粒子」関連性能の向上
○より高圧力化できないか
「分布」が大切
6
プラズマ諸量は分布を持つ。
相転移的な構造形成を伴うものもある。
分布が変わると、閉じ込め性能や安定性
も大きく変わる。（性能差＞１桁）
イオン温度(億度）
5
4
3
2
1
JT60U
高βpHモード
0
規格化小半径
1021
内部輸送障壁
プ
ラ
ズ
マ
圧
力
周辺輸送障壁
（Hモード）
︵
秒
・
個
／
SSTR
1020
JT-60
JT-60
m3
︶
周辺障壁による底上
臨界プラ
ズマ条件 ITER
1019
分
布
制
御
1億
10億
イオン温度（度）
自律系における制御の考え方
プ
ラ
ズ
マ
電
流
プ
ラ
ズ
マ
圧
力
凹状分布
（負磁気シア）
平坦分布
（弱磁気シア）
電流駆動
加熱
外部駆動
外部加熱
自発電流
燃料補給
不純物導入
排気
自己加熱
凸状分布
（通常シア）
電流分布
内部輸送障壁
圧力勾配
圧力分布
スクレイプオフ
／ダイバータ
中性粒子圧力
不純物分布
回転分布
主プラズマ
自発電流
外部駆動電流
回転
制御?
各分布は、セットとして最適化
高ベータ程、自律性が高い
アクチュエータの選択と効率の向上
ロジックの確立と制御裕度
システムの挙動を決定する時定数
(JT60)
○エネルギー閉じ込め時間（圧力分布）~1s
~10s
新たな ●電流拡散時間（電流分布）
研究領域 ●第一壁での粒子飽和時間（粒子分布）~10 - 100s
長パルス領域への挑戦
発電実証プラント
JT-60を長パルス化
経済性の改善
環境適合性の改善
H15秋∼
燃焼制御の実証
システム統合
βN
燃焼へ
JT-60
総合性能最適化
制御基盤
実験炉 (ITER)
トカマク国内重点
化装置の目標領域
電流拡散時間(τR)
トカマク
国内重点化装置
高ベータ
定常
高ベータ長時間化
高密度高閉じ込め
熱・粒子制御
5
4
3
2
1
0
発電実証
プラント
●:JT-60U
△:ASDEX-U
◇:DIII-D
□:JET
ITER
(定常運転)
Q=5
0
世界の到達領域
2003-04の
JT-60目標領域
10
30
20
ITER
(誘導運転)
Q>10
40
time (sec)
ベータ値＝プラズマ圧力／磁場の圧力
核融合出力密度はベータ値の２乗に比例
安定性限界の指標でもある。
長パルス化と65秒放電／30秒加熱の達成
長パルス化：制御システムの改造
放電時間 ：
磁場：
NB入射：
LH入射：
EC入射：
従来
以降
15秒 65秒
4T
2.7 T （60秒）
3.3 T （30秒）
30 MW (10秒)
14 MW（30秒）
4 MW (10秒） 1.7 MW（60秒）
3 MW（10秒） 0.3 MW（60秒）
拡張領域
入射時間（秒）
65秒放電／30秒加熱（Hモード）の達成
Ip flat-top ~ Divertor config. ~ 60 s
E043173, Bt = 2 T
Ip (MA)
0.5
0
50
IF (kA) 0
-50
1.5
ne
1
19
-3
(10 m ) 0.5
0
負イオン源
NB入射パワー
設計領域
15 s
discharge
P-NB
N-NB
10
5 PNB
0
(MW)
PEC (a.u.)
1
0
10
20
30
40
time (s)
50
60
0.5
0
70
Vl (V)
JT-60の65秒放電（主加熱30秒間：Hモード）
規格化ベータ値=2.1を20秒間維持
1MA/1.7T, q95=3.3, δ=0.33
E043157
Dα
ne
[arb.] [10 19m-3 ] βN
2
PNB [MW]
・ITER標準運転に相当する、 N = 2.1を20秒維持：電流分布は定常
＝＞ITERにおける誘導運転に確かな見通しを与える成果。
これまでの世界のトカマクの到達領域を大きく超えて、
新たな運転領域を開拓
・高加熱入力（<10秒）が可能な領域では
自由境界限界近傍の N ~3を8秒維持
＊電流＆圧力分布の最適化で不安定性の発生を回避
20
PNB
0
4
NNB
ASDEX-U
0
自由境界限界
2
0
5
j(ρ,t)
0.2MA/m2
0.4
0.6
0.8
ρ
0
1
JT-60(2004)
0
0
10
time [s]
20
30
ITER誘導運転
JT-60
(2003迄)
DIII-D
10
JET
20
維持時間（秒）
30
安定化手法の研究開発
１）電流＆圧力分布
危険な場所(安全係数=整数、
半整数）での圧力勾配低減
0
3
2
2
1
1
0
0
規格化半径 1
磁場揺動
43
0
規格化半径 1
0
EC(~3MW)
ミラー角度
E41666
44
7
0.8
飽和期入射
早期EC入射で安定化
に必要なパワーが減少
4
安全係数
２）磁気島への局所EC電流駆動
磁気島位置検出＋
EC可動ミラー実時間制御
世界初の帰還制御技術
安定(t=9.8s)
1 不安定(t=4.9s) 4
プラズマ圧力
3
0.4
早期入射
ECパワー(MW)
９
10 （秒）
７５％自発電流割合をほぼ定常に維持
発電実証プラントで想定される自発電流割合(~75%）を
ほぼ定常（∼電流拡散時間）維持。
N~1.7, ne/nGW~0.55, HHy2~1.7, fCD~95% (fBS~75%, fbeam~20%)
＊接線NBによる回転分布制御で不安定性を抑制
内部輸送障壁
E43046
プラズマ電流
0.5
電子密度
B T =3.4T
自発電流∼全電流の75%
βp
80
イオン温度
電子温度
（keV）
t=8.2s
10
規格化ベータ：β N
10
時間（秒）
1999
10
中性粒子ビームパワー
10
12
今回の成果
100
(1019/m3)
t=8.2s
7.4 sec
JT-60のこれま
での達成ライン
6.8s 安全係数
8.2s
10.8s
12.4s
0.2 0.4 0.6 0.8
規格化半径
JT-60
2004
60
40
20
JET
DIII-D
1998
ASDEX-U
維持時間（秒）
2002
粒子制御：長パルスHモード
E042725
「壁」と「性能」
壁飽和時は、Hモード閉じ込め
を支える周辺圧力限界が低下。
中性粒子の効果が新たな課題。
Pellet injection
1.4
1.2
e
4
3
2
1
0
14
12
10
8
6
4
2
0
14
12
10
8
6
4
2
0
2.5
2
1.5
1
0.5
0
T (keV)
(1019 m-3)
3
(Pam /s)
2
ph/m srs)
I
Dα
(10
20
GAS
P
NBI
(MW)
neU2
・壁飽和領域までの長いタイムスケールの実験が可能になった。
密度一定制御のため、時間とともにガスパフ量が減少。
長時間化に対する課題抽出を進め、ダイバータ排気向上による壁飽
和状態での密度制御性の実証、高閉じ込め状態の長時間維持を目指す
t<25 s
t>25 s
nT=const
1
0.8
0.6
r/a=0.85
0
5
10
15
20 25
TIME (s)
30
35
40
0.4
1.4
1.6
1.8
2
2.2
19 -3
n (10 m )
e
2.4
2.6
0.2
P rad (MW)
0.3
0.1
ne
Total
5
Main
Div.
I (D )
α
Outer Strike Point
500
Inner Strike Point
0
2
C II
div.
20
( x10
)
1
Dα div.( x1021 )
0
0.10
ΓC / ΓD
ダイバータ板の温度上昇(200oC
から ~1000oC)とともにリサイク
リング、炭素放出、放射損失が
徐々に増加するが、同時にダイ
バータ密度も上昇し不純物遮蔽
効果によりZeffが減少。
Inner div.
0.08
Outer div.
0.06
3.0
Zeff
0
100 200 300 400
Heating energy input (MJ)
,I (C II)
0
20
15
10
5
0
PNB
0
1000
Twall (oC)
ICVI (a.u.)
0.4
4
3
2
1
0
PNB (MW)
NB入射による総入力エネルギーがダイ
バータプラズマで世界最大の358 MJ
n e ( x1019 m-3 )
長パルス運転における炭素不純物挙動
2.5
2.0
0
5
10
15
Time (s)
20
非一様な第一壁表面
炭素／水素の共体積層領域、水素の入射領域、損耗領域が、ダイバータ
構造、表面温度、熱流分布等に応
じて分布。
石本：M15
粒子吸蔵／放出、熱伝導等、長パ
ルス運転でのプラズマ性能の境界
条件を与える。
物性／原子分子過程／プラズマ過
程を包含する研究の進展が重要。
JT-60によるトカマク炉心プラズマ研究協力
国際
国内
米、欧、露、中、韓
の17研究機関と協力
国際トカマク物理活動
（７専門グループ）
の国際装置間比較実験
JT60を含むもの２７件
施設利用型公募研究26件(163名）
を中心に、 24研究機関と協力：
大学等との共同企画／研究
JT60の13研究Grの内、5Grの
リーダーは大学等研究者
JT60
日本のITER実験での国際主導力：
国内基盤の確立、人材育成
JT60
まとめ
l今後の炉心プラズマ研究は、「自律系」をなす炉心プラズマシステムの
「総合性能」を「定常状態」で最適化することが最大の課題。
「分布制御」のためのアクチェータ選択、ロジックの開発、制御裕度の定量化
特に、高ベータ化と粒子制御が焦点。
lJT-60では放電時間及び加熱時間の伸長により、従来では解決できなかった
長時間維持の課題に取り組み、分布制御を組み合わせつつ新たな領域を開拓。
NB: 加熱分布、大域的電流分布、回転分布
EC:局所電流分布、LH：大域的電流分布、粒子供給＆排気
lITERの誘導運転に向けて、Hモードの30秒維持、 βN=1.9の24秒維持などを実証。
lITER並びに発電実証プラントの定常運転に向けて、βN=3の6.2秒維持、
75%自発電流割合の7.4秒維持などを達成。
l第一壁表面状態の非一様性の観測。「高総合性能」の観点から、
長パルス時の熱／粒子制御と材料との関連を研究する必要がある。 lJT-60に引き続きトカマク国内重点化装置において定常高ベータ化研究を推進し、
ITERへ貢献するとともに発電実証プラントへの道筋を確立する。
LHの長パルス化と実時間電流分布制御
耐熱性向上のため、既存LHランチャーの前面に
CFC/Graphiteを装着
分割型多分岐アンテナ
電流分布測定(MSE)
分割型多分岐ベース
ステンレス製 約
銅製 約
実時間q分布
実時間q分布
＜比較＞
＜比較＞
参照q分布
参照q分布
LH入力
制御
高周波接触子
ステンレス製
厚
厚
E043167
モジュール
4
3.5
3
溶接
ネジ止め
2.5
分割型多分岐先端部
2
炭素繊維材 グラファイト製
約
厚
t=3 s
CD
LH
q
1.5
1
t=15 s
r/a
0.5
実時間q分布測定例
電流分布計測(MSE)と組み合わせ、実
電流分布計測(MSE)と組み合わせ、実
時間電流分布帰還制御の実証を目指す
時間電流分布帰還制御の実証を目指す
ダイバータ温度分布
1000
600
o
Ttc ( C)
800
400
200
0
12 14 4 5 7 8 9 10 15 17 19 20 21 22
number of TC