@misc{oai:repo.qst.go.jp:00079435,
 author = {朝倉, 伸幸 and 星野, 一生 (慶應義塾大学) and 本間, 裕貴 and 坂本, 宜照 and 原型炉設計合同特別チーム and Asakura, Nobuyuki and Homma, Yuuki and Sakamoto, Yoshiteru},
 month = {Dec},
 note = {核燃焼プラズマから排出される熱流とプラズマ粒子の処理を行うダイバータの設計は、核融合炉設計の最重要な課題である。現在、核融合出力1.5 GWレベルで主半径8.5 m の原型炉を想定し、ダイバータによる熱処理の指標（Psep/Rp）をITERの1.6倍である29 MW/m と想定して設計検討を行っている。ダイバータコードSONICを使用してシミュレーションを進め、ITER より1.6倍大きなダイバータにおいて放射損失割合(fraddiv = Praddiv/Psep)を80％程度に増加すれば非接触プラズマを維持でき、熱負荷ピークを5-8MW/m2に低減可能と考えている。
これらの結果を基に、水素粒子やヘリウム灰の排気に関する検討を開始した。また、サブダイバータにおける水素圧力は排気設計に最も重要である。原型炉では、非接触プラズマの生成時にITERと同程度（~100 Pam3/s: 4.8x1022 D/s）の粒子排気が必要と考えられ、非接触ダイバータ生成時のダイバータ各位置での水素圧力及び粒子束について評価を行った。例えば、図に示す内側・外側ダイバータでの排気スロットにおける水素ガス圧はそれぞれ4.1Pa, 3.0Paとなり、内・外排気口での非対称が発生するため、内側排気口からサブダイバータへ排出される一方で、外側ダイバータではサブダイバータから粒子束は逆流する。また、サブダイバータおよびカセットの排気口では1.4Pa、0.9Paとなり、定常状態ではガスパフ量と排気量がほぼバランスしている。また、非接触ダイバータ生成に必要なダイバータ内の中性粒子密度(n0)を明らかにすることが必要である。本発表では、現在の原型炉ダイバータ・シミュレーション結果を基にそれらの関係についての評価結果を示す｡
最近、SONICコードは、放射損失増加のため入射するAr不純物の輸送と共に、コアプラズマから排出されるHe灰(5.3x1020 He2+/s)の輸送を同時に計算可能となった。典型的な非接触ダイバータにおけるカセットの排気口から排出されるヘリウム粒子束は、コアからの排出量とバランスし、He/D ~1.1%となる。SOLへのガスパフを増減し、非接触ダイバータの状態を変化した場合について、SOL・ダイバータおよびサブダイバータでのヘリウム密度や粒子束について、プラズマ・中性粒子と比較した結果を示す。, 第36回プラズマ・核融合学会　年会},
 title = {SONICシミュレーションによる日本の原型炉ダイバータにおける 非接触プラズマ特性と粒子排気の検討},
 year = {2019}
}