voluntary activity of evaluation of diagnostics for...

Voluntary activity of evaluation of diagnostics for DEMO in Japan

26th Meeting of the ITPA Topical Group on Diagnostics2014. May 18-22 @POSTECH

Tsuyoshi Akiyama(on behalf of DEMO diag. workshop)

National Institute for Fusion Science

1. Outline of activity2. Reactor design and necessary

plasma parameters3. Feasibility study4. Irradiation test and framework5. Summary

1. Activities for diagnostics on DEMO in Japan1. Workshop

Workshop name: Study and evaluation of the sensing and control system for the toroidal fusion DEMO reactors”

Organizer: Shinzaburo Matsuda (Former DG of JAEA Naka fusion institute)Period: 2012. April- 2014 March, Three workshops & ReportParticipants: 30 people for each workshop from JAEA, NIFS and universitiesPurpose: To clarify what are challenges and what we have to develop from now.Our strategy:

Next workshop: Systematic Study on the Controlled Operation for the Fusion DEMO Plant”

2. Diagnostic task group in Fusion Engineering Research Project in NIFSConceptual design of diagnostic set for the helical reactor FFHR-d1Test of candidate diagnostics on LHD

ITER design, operation, diagnostics, maintenance, radiation field

Steady-state demo reactor

design & radiation field

tokamak, helical

Scenario of steady-state

operationControl parameter,

actuator, characteristic time

Necessary diagnostics

set based on the scenario

Development subjects

Position and feasibility of

diag. and online simulation code

Discussion of R&D plan

and frameworkdomestic & international

Feedback

2. Reactor design (tokamak)

Slim CS• Steady-state operation• Pure fusion reactor (not hybrid)• DT reactor• Sector style for hot cell maintenance• Water-cooling• Solid breeding (Li2TiO3, Be12Ti)• Diagnostic port area ~ 10 m2

Cryostat

Blanket

Maintenance port

High temp. shield

Perm. shield

Vacuum vessel

Slim CSK. Tobita et. al., Fusion Eng. Des. 81, 1151 (2006).Plasma current : Ip=16.7 MAToroidal magnetic field : BT=6.0 TMajor radius : Rp=5.5 mMinor radius : ap=2.1 mFusion output : Pfus=2.9 GWVol. averaged density : <ne>=1.15×1020 m-3

Divertor heat load : Qdiv=150 MW

2. Operation scenario of demo reactors (tokamak)

Ignition

Pre-ionization

Safety factor (surface)

Rated plasma current

Burning control

Locked modes stabilization

Divertor heat/particle flux (ELM) controlEquilibrium control (position, shape, current)

Plasma elongation

Divertor configuration

H-mode transition

Burning plasma

Necessary parameters for burning plasma control• Fusion output / Neutron emission profile• Density profile / temperature profile• Current profile• MHD modes• Plasma rotation velocity• He density (dilution)/ Zeff

• ……………..• ……………..• ……………..• ……………..

2. Necessary parameters for steady-state burning control (tokamak)

Equilibrium control• Plasma current (profile)• Position (current center, X point,

div. hit point)• Shape (κ, δ)• Gap distance

Burning control• Electron density profile• Electron temperature profile• Neutron emission• Helium density• nD/nT• Radiation power• nAr

Divertor heat / particle control• Divertor radiation power profile• Divertor temperature• Divertor electron density• Divertor electron temperature

Suppression of instability • Surface q (locked mode)• Electron temperature fluctuation

(NTM)• Plasma Rotation velocity (RWM)• Magnetic fluctuation (MHD mode)

Machine safety• First wall temperature

monitor (hot spot detection)

Steady state burning control

2. Necessary diagnostic set for steady-state operation (tokamak)

Parameter Diagnostics Resolution Time resolutionMagnetics

Plasma current Rogowski coil Equillibrium:1% VDE: 30%

Equillibrium:1 msVDE: 0.1 ms

Poloidal flux(position control)

Flux loopReflectmeter 30% 0.1 ms

MHD instability (RWM) Mirnov coil 1-0.001 msβp Diamagnetic loop 0.3% 10 msCalibration Hall sensor 5% 100 ms

ne, Te, Ti

�𝑛𝑛𝑒𝑒, ne profile Interferometer 1×1019 m-2 10 msTe profile Thomson scattering 5% 100 ms

EmissionDα/Tα ELM, LH transition 10% 0.1 msImpurity for detachment Spectroscopy 1 sZeff (line average) Spectroscopy 20% 1 s

Neutron

DT/DD neutron profile Neutron cameraNeutron spectrometer

5%10%

100 ms1 s

Neutron flux Micro-fission camber 5% 1 s* Diagnostics for machine protection are not included.

Parameter Diagnostics Resolution Time resolutionOptional

q profile Polarimeter 10% (∆q/q) 100 msTe fluctuation ECE 1% (∆Te/Te) 0.01 msDivertor temperature IR camera 1 sRadiation power(core, divertor) Spectrometer 1 s

nD/nT

Optional

• Plasma should be operated in operational region without MHD instabilities - > No ECE? Up to progress of understanding of MHD

• Radiation from core: useful for power balance evaluation, but not used for control

• Radiation from divertor: measurements of ionization front and power to divertor can be alternative

• nD/nT will be evaluated from DD/DT neutron profile measurement• Control of the q profile is under consideration. Use of model calculation?

2. Necessary diagnostic set for steady-state operation (tokamak)

2. Reactor design (helical)

Heating power is preprogramed.

Plasma startup by feedback control of the �𝑛𝑛𝑒𝑒 along the preprogramed one.

To avoid radiation collapse,

⁄n𝑒𝑒𝑠𝑠𝑠𝑠𝑠𝑠𝑠𝑠 n𝑒𝑒𝑒𝑒𝑠𝑠𝑒𝑒𝑒𝑒 = �0.25 ⁄𝑃𝑃𝑎𝑎𝑎𝑎𝑠𝑠𝐵𝐵 𝑎𝑎2𝑅𝑅 n𝑒𝑒

𝑒𝑒𝑠𝑠𝑒𝑒𝑒𝑒 > 𝟏𝟏

The edge density needge have to be

smaller than the density limit “sudolimit” ne

sudo, which is determined by the absorbed power Pabs

(Pabs = Pα + Paux - PBr)

Parameter to be measured：in redDepends on ne, Te profiles, α particle profile (neutron profile)

2. Operation scenario of demo reactors (helical)

Recovery of original operation point when pellet injection is abnormally stopped.

Fusion output Pfus to control the auxiliary heating

Auxiliary heating to compensate the reduced temperature

2. Operation scenario of demo reactors (helical)

2. Necessary diagnostic set (helical)

Parameter Diagnostics Resolution Time resolution

�𝑛𝑛𝑒𝑒InterferometerPolarimeter < 1×1017 m-3 < 10 ms

Edge ne profile Reflectmeter < 1×1018 m-3 < 100 msne profileTe profile

LIDAR Thomsonscattering

~ 1×1018 m-3

~ 50 eV < 100 ms

α heating power(DT neutron profile) Neutron camera < 100 ms

Pbr Spectroscopy

Neutron flux Micro-fission camberFoil activation ~ 10% < 100 ms

Under consideration• Detachment control (spectroscopy, Langmuir probe?)• Plasma current (Rogoski coil) (to avoid minor collapse: not disruption)• Equilibrium (saddle loop) (to recover Shafranov shift)• nHe (spectroscopy?) (He dilution)• nD/nT (TAE or GAM spectroscopy, Neutron camera)• Zeff (spectroscopy?)

3. Feasibility study - Radiation level in demo reactor -Radiation level of Slim CS

Area PositionFast neutron（>0.1 MeV）（cm-2s-1）

Gamma-ray（MGy/h）

Zone A Behind blanket 2×1013 0.5Zone B Behind high tem.

shielding5×1010 0.001

Zone C Behind low tem.shielding

3×109 0.0001

Feasibility study from① Radiation effect② Other effect③ Compatibility to reactor design④ Possibility of required resolution

Radiation level: • Slim CS• Three area for installation• Evaluation of possible area, life

time and operation

3. Feasibility study

Necessary diagnostics on tokamak and helical device• Magnetics (including alternative: hall sensor)• Interferometer/Polarimeter• (LIDAR) Thomson scattering• Reflectometer• Neutron• Spectroscopy

3-1. Magnetics

Radiation-induced conductivity (RIC)①Radiation effect

Upper limit of electric conductivity as an insulator

1×10-6 S/m

ITER first wall: 2 kGy/s → Conductivity: 8×10-7 S/m

If there is no problem in ITER, RIC does not affect the magnetic measurementHowever, data scatter over wide range and RIC depends on composition of the ceramic and the working temperature.Irradiation test of the insulator used actually is necessary.

Dose rate (Gy/s)

Con

duct

ivity

(S/m

)

140

Zone A (behind the blanket in DEMO): 0.14 kGy/s

Conductivity: 5×10-8 S/msatisfy the upper limit.

3-1. Magnetics - characteristic time -

Characteristic time of plasmaPlasma current: 100 s

Quite different from τ of eddy current, small effect from eddy currentVertical Displacement Event: 100 ms

similar to τs. Modification of the signal should be included in the code

Eddy Current • Magnetic measurement• Penetration of magnetic field for plasma control

Time constant of magnetic penetration: ~ 1 ms (20 mm), 7 ms (100 mm)

B

F82H

20 mmτD ~ 1 ms

Time constant τ of eddy current on blanket module

�̇�𝐵𝑝𝑝side panels: τs ~ 18 mstop and bottom panels: τtb ~ 2 ms7 module vertically :

τs ~ 130 ms, τtb ~ 30 ms,

blanket moduleHigh temp. shieldTime constant τ of eddy current on high temperature shield

Ip

Vertical displacement: τhts ~ 1 sHorizontal displacement: τhts ~ 0.6 s (m=2)

3-1. Development subjects of magnetics

• Irradiation test which simulates the reactor condition (temperature, material)• Magnetics will be placed behind thick structural objects (blanket, shield,,,):

estimation of the response (effect of the eddy current) and S/N.• Comparison between the induced voltage and additional voltage due to

radiation effect. Estimation of error in the equilibrium calculation.• Temperature variation along MI cable (TIEMF, RITES). • Correction of the integral drift by magnetic sensors (hall sensor) which are

placed away from plasma• Irradiation test of the magnetic sensors• handling of cables and loops which are placed over several sectors in case of

the sector type reactor.• Estimation of errors comes from error of installation and displacement due to

heat expansion.

(only for helical)• Fast response is not necessary; how far magnetics can be placed away from

plasma.

Wavelength：near infrared ~ far infraredq profile: far infrared, density: Nd:YAG laser (1.064 µm), CO2 laser (10.6 µm)

Measurement： [int.] two-color heterodyne int. or dispersion int.[pol] polarization rotation (L&R-wave) method or PEM

Reactor room Dig. room

Bio shield

Laser, detector

CCR MirrorWindow

Components in reactor room: window, mirror

Materi

alRadiation effect (700 nm)

Life time (days)

ZONE

AZONE B ZONE C

Sapph

ire

Neutron

（n/cm2）1E+17

transmissivity:

10% reduction0.06 58 386

γ-ray

（MGy）8 No change 0.7 333 3333

quartz

Neutron

（n/cm2）1E+17 No change 0.06 58 386

γ-ray

（MGy）8

ransmissivity:

10% reduction0.7 333 3333

Window candidates for Nd:YAG laser: sapphire, quartz

Zone C: sapphire 1 year, quartz 10 years

Labylinth structure can reduce the neutron and γ-ray flux down to 1/10. Then, the life time of the sapphire will be 10 years.Irradiation tests of IR windows (ZnSe, BaF, diamond) and of FIR windows (crystal quartz, silicon, diamond) are not so many .

①Radiation effect (life time)

3-2. Interferometer/polarimeter

3-2. Interferometer/polarimeterMirror candidates: Mo, W, Cu with Rh

Mo mirror: No surface damage by neutron fluence up to 1.4×1020 n/cm2 (80 days in Zone A)⇒Needs irradiation test up to much higher fluence in vacuum

②other effects• Reflectivity degradation and change in the polarization by erosion and impurity

deposition on the mirror surface⇒ Material with low sputtering yield (Mo, W, Rh), protection structure,

cleaning method• Change in the optical path by heat expansion

⇒ cooling and mirror actuator• Reflectivity degradation by He bubble

⇒ The reflectivity decreased down to half for He fluence of 1022 He/m2. He flux at the first wall 1018 He/m2s corresponds about 3 hours

⇒ reduction of the solid angle, recovery method, usage of shutter• Underestimate due to relativistic effect (10% for 20 keV)

⇒ information of the temperature③Consistency to reactor design

• Reliable usage of shutter in reactor?• Cooling of each mirror?• Possibility of installation of mirror inboard side?

④feasibility of required resolutionA density resolution of order of 1017 m-3 is required from helical demo reactor to suppress the variations of the fusion output (∆ne=4×1017 m-3 ↔ ∆Pfus = 0.1 GW):

quite high requirement!Present CO2 laser int. :1×1018 m-3 (10 m path length)Report of dispersion interferometer.: 3×1016 m-3

⇒ powerful candidate. How about in steady-state measurement?Possible installation position and operation

Window： Zone C with labyrinth structure (10 years use)First mirror: needs reduction of impurity deposition and He flux. Shutter may be

necessary.High density resolution by interferometer, correction of fringe jump by polarimeter

• Irradiation test of window material for IR and FIR lasers• Irradiation test of metallic mirror up to reactor level fluence (several years)• Establish of deposition and He bubble mitigation and recovery methods• Correction of relativistic effect or actively usage to estimate Te• Realization of high density resolution (1×1017 m-3)• Estimation of error caused by wavefront distortion of the laser beam

3-2. Interferometer/polarimeter

3-2. Development subjects of interferometer/polarimeter

4. Equipments that need further radiation tests

• In-vessel sensors Insulators (ceramic) Magnetic probes/sensors Thermocouple Cables ………

• In-vessel / near vessel optics In-vessel corner cube mirror Plasma facing mirrors Near vessel windows Near vessel optical fibers

Framework for radiation test

Equipment that need radiation test

ITER EDA: International collaboration (JA, EU, US, RU)Present: IEA working group for ceramic insulator

ITPA on Diag.: radiation effect working group(JA) R&D task in Broad Approach for ceramic

Available radiation facilities14 MeV: FNS (JA)Fast neutron: JMTR(JA: waiting for restart), BR-2 (Belgium, shutdown soon?),

HFIR(US), ATR (US)All neutron: Jules Horowitz (France), HFR (Netherland)D-Li: IFMIF post EVEDA (JA, planning)γ-ray: Co-60 Irradiation Facilities (JA)

Need of domestic and international frameworks and systematic activity for reactor-relevant radiation tests

5. Summary

• Voluntary activity to examine diagnostics and plasma control on DEMO reactor started three years ago. Participants are not only diagnostician, but also people from reactor design and materials.

• Diagnostics set are evaluated from requirements present operation scenario.

• What we have to develop and to test are addressed.• Intensive Irradiation tests were done for ITER. They are good reference,

but additional test is indispensable up to reactor-level fluence.• Domestic and international framework will be necessary for efficient

irradiation tests.• The activity will be shift to the discussion of how to control the burning

plasma and development of online simulation code for next several years.

3-3. online simulation code

3-3. LIDAR Thomson scattering measurement光源レーザー波長：近赤外領域、Nd:YAGレーザー（1.064 µm）等が候補

計測システム： LIDARトムソン散乱計測（入射ポート、観測ポートが共通で、1つのみで良い）

炉室計測室

生体遮蔽壁

レーザービームダンプ

ミラー真空窓

炉室内コンポーネント：真空窓、伝送ミラー、光ファイバ、レンズ

真空窓候補サファイア、石英図4-4-4-1 より

Zone Cでも、サファイヤ、石英は1か月程度しか使えない。

（ドップラー広がりのため）波長が短い領域は透過率の低下が著しい。計測ダクトを屈曲構造にして、中性子束・γ線束は1-2桁落とすことが必須。

①耐放射線

レンズ

検出器

光ファイバ

散乱光

材質放射線による影響（300 nm)耐用日数（日）

ZONE A ZONE B ZONE C

サファ

イア

中性子

（n/cm2）1E+16

透過率15%

低下0.01 5.8 39

ガンマ線

（MGy）1

透過率10%

低下0.08 42 417

石英

中性子

（n/cm2）1E+16

透過率10%

低下0.01 5.8 39

ガンマ線

（MGy）0.7

透過率20%

低下0.06 29 292

ポート径はφ400 mm以下

シンポジウムの目的：H24年度から2年間にわたって、多分野の専門家の協力により空間的制約や高い

中性子照射に晒される原型炉環境で使用可能で、かつ核燃焼プラズマ制御に必須の計装は何かという視点で原型炉の設計を踏まえた検討を行って共通認識のレベルを高めた。その成果は今後の貴重な技術的資料として報告書（NIFSレポート）に纏めるとともに学会や国に対してこれまで認識に乏しかった重要な研究課題をハイライトして解決法を問題提起している。一方、発電原型炉の運転制御をどのように実現するかについての検討は依然と

して不十分であり、このことが課題解決的であるべき研究開発のシナリオを不透明な状態にしているきらいがある。運転制御の検討は実験的データベースが不十分な現状では時期尚早であるとの意見があるものの、未開発のプロジェクト研究には最善の仮説に基づく目標設定が極めて重要かつ不可欠であり、運転制御アルゴリズムの検討は今後のプラズマ実験研究やシミュレション研究のみならず計装研究、アクチュエータ研究など原型炉に必要なあらゆる研究開発を方向付けると考えられる。このため、新たに原型炉の運転制御に焦点を置いた研究会を提案し、課題の明確化と解決策の検討に取り組む。成果は報告書に纏める。

シンポジウムの内容：上記目的のため、以下のスケジュールでシンポジウムを開催する。第1回シンポジウム（2日間、H26年5-6月ごろ）発電運転制御の重要課題、発電炉の定常状態の定義、プラズマの特徴的変位

と計測器プラズマ実験からみた制御対象プラズマ諸量構造が及ぼす影響運転制御のためのシミュレーションコードの課題

第2回シンポジウム（2日間、H26年12月-27年1月）発電運転制御の重要課題の整理、１）制御対象とするプラズマ諸量の特定、定常状態達成に要する時間、定

常状態の安定性、対応するアクチュエータ、２）プラズマ実験の研究計画への示唆３）運転制御プログラムの概念（制御と予知、学習）とデータベース構築

の手順構造が及ぼす影響と評価運転制御に必須の計測器の絞込みと所要空間運転制御のためのシミュレーションコードの機能とコード群の構成、および

開発計画

審査の参考となる事項：本研究会では、環状原型炉の発電段階を念頭に置き、運転制御の視点から課題

を具体化し、それに向かってどのような研究開発を進めていくべきかについて議論し、とくに、以下の検討を行う。

１）発電のための核融合出力一定制御をプラズマ諸量のうちどれ（とどれ）を中心に制御するのか、またそのためのアクチュエータの制御をどのように行うのか２）運転基準点の周りにある運転範囲の多次元曲面データベースをどのように

構築していくのか、またその曲面を知りえた場合の制御ロジックはどのように構成するのか（制御、予知、学習）３）プラズマ変位の特徴的時間の検討を進め、トカマク、ヘリカルのそれぞれ

について運転範囲の中で制御対象に含めるべきプラズマの変位と対応するアクチュエータの関係の整理４）原型炉の構造が測定に及ぼす影響の定量的評価（渦電流と磁性材、コイル

制御の範囲）５）原型炉計装制御の研究会（H24-H25年度）で絞り込んだ必須の計装候補の

うち３) 4) を踏まえて必要不可欠な計装の同定と必要とする所用空間の検

2-3. トムソン散乱計測

②耐放射線以外

多層膜がダメなら金属バルク材の損傷閾値と使用可能ショット数の評価表層にできるヘリウムバブル形成による反射率低下。波長が短いため干渉計/偏光計よりも影響が大

⇒1022 He/m2でモリブデン反射率は半分程度に。原型炉でのHe粒子束をITERと同程度の1018 He/m2sとすると、3時間で達する。

⇒極力トーラスから離す、立体角を狭める、修復手法の確立、シャッターによる時間制限

③炉設計との整合性

• 炉内でシャッター駆動が信頼性高く可能か• 光軸の安定化• 透過率変化のための較正方法の検討



FF

(Fujikura)

中性子束（n/cm2） 1E+15 透過率10%低下 0.00 0.6 4ガンマ線（MGy） 1.9 透過率10%低下 0.158 79 791

光ファイバ

Zone Cでも、光ファイバは4日しか使用できない。

遮蔽や屈曲構造、短尺にしても、数年の耐用年数を得るのは難しい。真空容器外のみでの使用に限定。200 nm程度までの照射試験も必要。高フルエンスまでの多層膜反射鏡の耐放射線も必要。

④要求性能の実現性

時間分解能100 ms（←繰り返し）,、空間分解能100 mm（←パルス幅）繰り返し周波数10 Hz、パルス幅300 ps、1 Jのレーザーが目標だが、JET・ITERでの開発で見通しがつくと予想される。

2-3. トムソン散乱計測

設置可能位置と運用

窓材：Zone Cでも遮蔽やクランク構造による2桁程度の放射線量の低減。ファイバ：Zone Cで使用するならば、2-3桁程度の放射線の低減と設置位置の工夫、ファイバ長を減らす。もしくは、真空容器の外でのみ使用する。第一ミラー：Zone Aに設置するならば、使用する多層膜反射鏡の耐放射線特性の取得、及びヘリウムバブル対策が必要であり、シャッターによる時間制限の可能性あり。

2. 密度計測（トムソン散乱計測）の研究開発項目【共通】

• トカマクで圧力分布が必要ならば、トムソン散乱の密度・温度計測が有用

• 真空窓への放射線遮蔽

• 高温のため、短波長までのドップラー広がりがある。200 nm程度でのファイバの耐放射線性能（真空容器外のレベル）の評価

• 多層膜反射鏡の照射試験、金属バルクミラーの高エネルギーレーザーへの耐久性

• 第一ミラーの堆積物、Heバブルの抑制、除去方法

• 較正方法の検討

3. 密度計測（反射計）の研究開発項目【共通】

• 相対論的効果の補正

3-5. Microwave diagnostics (reflectemer)光源波長：数十～数百GHz

計測：反射計、ECE、干渉計（ダイバータ密度、静電プローブの代用）

炉室計測室

生体遮蔽壁

発振器、検出器

金属導波管

真空窓

炉室内コンポーネント：真空窓、金属導波管

導波管：金属製で放射線の影響を考慮する必要無し。電磁力等の理由から、通常使われる銅・アルミではなく、SUSが候補。

真空窓：石英が候補。波長が長いため、近赤外・赤外領域のレーザー光より影響が小さいと予想。Zone Cでの利用になるが、放

射線照射した石英のマイクロ波透過特性を調べるべき。

①耐放射線

マイクロ波


2-5. マイクロ波計測


プラズマに接近した導波管・ホーンでも、波長が長いため堆積・損耗の影響は無し。SUS製導波管の場合、抵抗が大きいために減衰が大きい。

⇒導波管内面のメッキ処理など？相対論的効果で過小評価になる

⇒周辺に限定すれば温度が低いために誤差が小さいか？


• 導波管サイズはφ100 mm程度で、屈曲構造も容易で中性子漏洩の観点でも有利。• Inboardサイドからの計測では、導波管の取り回しが困難


密度分布：時間分解能100 ms、空間分解能100 mmAUGで周辺密度分布を周波数掃引型反射計で1msごとに実時間で出力。空間分解能を満たすには、1スイープ中のサンプリングを増やせばよく、技術的な困難無し。


放射線のために設置が限定されることは無い。炉内で一旦導波管を敷設するだけで、炉内の光軸調整の必要性は無い。

3-6. Neutron measurement計測システム：

核融合出力核分裂計数管、放射化箔法（計数管は核分裂炉でも使われているが、炉の出力評価や制御では使われていない）

中性子発生分布シンチレータ等による中性子カメラ

炉室計測室

生体遮蔽壁

炉室内コンポーネント：計数管、MIケーブル

• 核分裂計数管、放射化箔法は問題なし• シンチレータは種類によって感度が低下• CVDダイヤモンド検出器も中性子照射

8.3×1014 n/cm2でパルス波高が半分程度に劣化(西谷健夫、特定領域第2回会合、2005．1.31)

• ファイバ伝送でシンチレータの波形が歪み、中性子とγ線の弁別ができなくなるため、PMTとシンチレータは接近している必要がある。そのため、PMTの制限で真空容器外での使用

①耐放射線

計数管

MIケーブル

シンチレータ（アレイ）、PMT

視線

検出系

MIケーブル


分裂炉（商用炉）では、計数管で核融合出力の計測に使用している訳ではない。中性子発生量から全体の核融合出力を評価する精度は、較正の精度で決まる。

⇒TFTR、JT-60Uのように真空容器内に線源を持ち込む方法で精度を出すのは困難（装置に対して線量が十分で無いため）。⇒新しいその場較正方法を考える必要あり。


• 計数管のサイズは厚さ15 mm、長さ250 mm程度とそれほど大きくなく、ブランケット裏面などに設置するのにそれほど困難は無い。

• 中性子カメラでプラズマ全体を観測する視野が取れるか？ファンアレイ等。• 放射化箔法で、箔を送る気送管の取り回し（特にインボード側）

2-6. 中性子計測


• 中性子計測には100 ms程度の時間分解能が求められているが、現在の計数管でも16 ms程度の分解能がある。ITER用には、100 kWを時間分解能1 msで計測できるように設計されており、検出器単体の分解能は十分と言える。

• ITERでは10%程度の核融合出力の精度が見込まれているが、その実証と原型炉環境での較正方法の確立が必要である。

4. 中性子計測の研究開発項目【共通】

• 核分裂計数管から核融合出力を評価するための較正方法の確立

• 核分裂計数管の交換頻度、交換方法

• 放射化箔法で気送管の信頼性

• 中性子スペクトロメータからイオン温度、nT、nDを評価する方法はJETでの経験、ITERで確立？トカマクで圧力分布推定が必須なら、中性子スペクトロメータが有用。

4. Summary• Activities of consideration of DEMO diagnostics is going in

Japan as a workshop and the reactor engineering project.• Based on concrete operation scenarios, necessary

diagnostic set is examined.• From results of irradiation tests of components for ITER,

life times of components in a DEMO reactor are expected. • Further irradiation tests are necessary to make sure the

engineering health of components up to reactor-relevant radiation fluence.

• Algorism and simulation codes for burning plasma control have not been established. Examinations of the codes on ITER and other large devices are necessary.

Next step

計測システム：ロゴスキーコイル、フラックスループ、サドルループ、ピックアップコイル、反磁性ループ

①耐放射線

2-1. 磁気計測

炉室計測室

生体遮蔽壁

炉室内コンポーネント：MIケーブル、コイル

ピックアップコイル MIケーブル

視線

積分器等

ロゴスキーコイル

放射線効果依存性概要

放射線誘起伝導Radiation-induced conductivity (RIC)

Ionisingdose rate

電子が励起されることによる電気伝導度の増大

放射線誘起絶縁劣化Radiation induced electrical degradation (RIED)

Dose, Dose rate 欠陥による電気抵抗の減少

放射線誘起起電力Radiation-induced electromotive force (RIEMF)

Dose, Dose rate

MIケーブルで放射化核種からのβ線などで電流が誘起される効果

照射誘起熱起電力Thermoelectric electromotive force (TIEMF)

Dose rate 核発熱による熱不均一でもたらされる熱電効果

Radiation-induced thermoelectric sensitivity (RITES)

Dose 不均一な核変換・損傷による熱電効果

代表的な放射線照射効果

• コイルや伝送ケーブルの絶縁性能が、放射線によって一時的、若しくは恒久的に劣化↑ 寿命

• 核変換によって導体中で不純物ができ、温度不均一性から熱電効果が発生↑計測精度の低下

2-1. 磁気計測

放射線誘起起電力（Radiation-induced electromotive force （RIEMF））①耐放射線

放射化核種からのβ線等で、中心導線と外導体との間で起電力が生じて電流が流れる現象。MIケーブルに沿って放射線分布が非対称になっていると、起電力が残る可能性。

β崩壊を抑えるため、中性子捕獲断面積の小さい材料が好ましい。銅よりも、SUSやインコネル。絶縁体の材料にはあまり依存しないとの報告あり。

ITERではブランケット背面で2 nA/m⇒ MHDループ（14 m）では20 nV、放電終了時には10 µT程度の誤差

原型炉：Zone Aでは、γ線、高速中性子はITERより1桁高い誘起される電流がγ線束、中性子束に比例するとすれば、 100 µT程度の誤差。これが計測・制御上でどの程度の問題となるか、各コイルについて検討が必要

2-1. 磁気計測

照射誘起熱起電力（Thermoelectric electromotive force （TIEMF））①耐放射線

ケーブルに沿って温度が不均一であった場合、核変換によって生じた不純物による熱電対効果で発生する起電力。

ITERの見積もり（14 mのMHDループ）コイルケーブルの1/4の領域で温度不均一性、その温度差は5 K、欠損のサイズと温度勾配のスケール長を0.025 m。熱起電力違いを10 nV/Kなら、VTIEMF=850 nV.⇒ これが問題となる磁気センサーは？

ケーブルの両端に生じる起電力VTIEMFは、

VTIEMF=∆µdef∆T(SL/λT2)0.5

L：温度勾配のある領域の長さ、∆T：温度勾配、∆µdef：欠損（核変換で生じた不純物等）による熱起電力の違い、S：欠損のサイズ、λT：温度勾配のスケール長

TIEMFの抑制には、温度勾配を極力減らすように冷却すること。絶縁体の材質にもよると思われ、照射試験に基づいた選択が重要。

2-1. 磁気計測

Radiation-induced thermoelectric sensitivity (RITES)①耐放射線

核変換や欠損が原因で生じる強い熱起電力であり、照射がなくとも発生する。TIEMF、RITESで発生する起電力は、RIEMFよりも大きくなることが予想されている。

RITESで生じる起電力VRITESは、

VRITES = ∆µdef∆T LNgapAs∆µdef ：熱起電力係数、 ∆T ：温度差、L：コイルループ長、Ngap：温度ギャップ数（ブランケットギャップ等）、As ：非対称の割合∆µdef =25 nV/K（ CuからNiへ30 ppmの核変換）、∆T =10K、単位長さ辺りのギャップがNgap=1個/m、ループが14 m、非対称になっている割合Asが全体の15％と仮定

VRITES= ∆µdef∆T LNgapAs =25(nV/K)*10(K)*14*1*15%=530 nVとなり、TIEMFと同程度。⇒ これが問題となる磁気センサーは？

温度分布の均一化が必要。ITERではRIEMF/RITES、RIEDに対しては、温度不均一

性を抑制するために、導体を絶縁体と同時に焼成する「低温同時焼成セラミックceramic-impregnated (potted) coils and Low-Temperature Co-fired Ceramic (LTCC)」で製作したコイルを用いることが検討されている。

2-1. 磁気計測



・Zone Aで遮蔽によるセンサーへの中性子束の低減・TIEMF、RIETSを抑えるためコイルやMIケーブルで温度勾配が極力減らす冷却・支持構造

・メンテナンス時（セクターを引き抜く際）の処置（フラックスループのように複数のセクターにまたがる計測器の取り付け時、メンテナンス時にどうするか）

・設置誤差、熱ひずみによる計測位置の誤差（どの程度に制御に影響するかは、平衡計算に位置の誤差を入れてその許容値を出すべきである）が課題である。

• 積分ドリフトの低減• 渦電流の影響、磁場の浸透時定数（2-3、2-4）


• RIC、RIEDについては、Zone Aである程度の遮蔽で中性子束を抑えると共に、（RIEDでは）コイルサイズを小さくして誘起起電力を抑えたいところである。

• ヘリカルでは時定数の遅い現象が計測対象なので、あまりプラズマに近づけなくても良いのではないか？

• 積分ドリフトの問題では、ホールセンサによる定常磁場計測機械式磁束計（micromechanical magnetometers: MEMS）

の併用による補正が考えられている。• ホールセンサは、中性子フルエンス4.5×1022 n/m2で感度が減少（それ以降は

当初の感度の10-20％で安定）。これはZoneAのブランケット背面では2.6日、Zone Bでは2.8年に相当する。Zone Bで中性子束を数分の一程度に落とすこ

とができれば、プラズマから離れた位置ではあるが、ホールセンサでドリフトの補正をすることができる可能性がある。

• MEMSはローレンツ力によるひずみで変化した静電容量から、その位置での磁場強度を測定する。200度以上の高温でも使用可能。現在、中性子フルエンス2.5×1019 n/m2までの照射試験で健全性を確認しているが、より高いフルエンスの試験が必要である。

2-1. 磁気計測

2-1. 磁気計測

⑤代替計測

プラズマ最外殻（プラズマ－壁距離）の測定を、反射計で行って制御する方法が提案（AUG）。

• 周波数掃引型反射計• ペデスタルが精度よく測定できている•1 ms毎に分布再構成、出力

• 磁気プローブで評価したセパラトリックス

位置と、反射計で測定した（ある周辺密度の）位置

• 磁気プローブと反射計の良い一致

J. Santos, RSI 81, 10D926 (2010).

40

2-4. 分光計測

測定対象波長：可視光（数100 nm）

計測システム：発光のミラー伝送、ファイバ伝送（> 200 nm）直接（直視）計測（<200 nm）

炉室計測室

生体遮蔽壁

ミラー真空窓

炉室内コンポーネント：真空窓、伝送ミラー、光ファイバ、レンズ

真空窓候補サファイア、石英図4-4-4-1 より

Zone Cでも、サファイヤ・石英は1か月程度

しか使えない。より短波長では更に影響は顕著に。1-2桁の減衰が必須。

①耐放射線

レンズ

検出器

光ファイバ材質放射線による影響（300 nm)耐用日数（日）


サファ

イア

中性子

（n/cm2）1E+16

透過率15%

低下0.01 5.8 39

ガンマ線

（MGy）1

透過率10%

低下0.08 42 417

石英

中性子

（n/cm2）1E+16

透過率10%

低下0.01 5.8 39

ガンマ線

（MGy）0.7

透過率20%

低下0.06 29 292

2-4. 分光計測


短波長のため、ミラー表面の凹凸の影響が顕著損耗、堆積、ヘリウムバブル

⇒1022 He/m2でモリブデン反射率は半分程度に。原型炉でのHe粒子束をITERと同程度の1018 He/m2sとすると、3時間で達する。

⇒トーラスから離す、立体角を狭める、修復手法の確立、シャッターによる時間制限


• 炉内でシャッター駆動が信頼性高く可能か• 光軸の安定化• 透過率変化のための較正方法の検討• 壁での反射による迷光の抑制（ビューイングダンプ）



FF

(Fujikura)

中性子束（n/cm2） 1E+15 透過率10%低下 0.00 0.6 4ガンマ線（MGy） 1.9 透過率10%低下 0.158 79 791

光ファイバ

Zone Cでも、光ファイバは4日しか使用できない。

遮蔽や屈曲構造、短尺にしても、数年の耐用年数を得るのは難しい。真空容器外のみでの使用に限定。200 nm程度までの照射試験も必要。


デタッチメントの制御のためには、10 ms程度の時間分解能デタッチメント制御に、発光分布（空間分解）は必要か？zeffは、制動放射の評価などに使うが、分解能は100 ms程度で良い

2-4. 分光計測


• 可視光以上の波長に対しては、ミラーや真空窓は極力プラズマから離す。• 屈曲構造による窓への放射線量の低減。• シャッターによる使用制限も必要


光源波長：数十～数百GHz

計測：反射計、ECE、干渉計（ダイバータ密度、静電プローブの代用）

炉室計測室

生体遮蔽壁

発振器、検出器

金属導波管

真空窓

炉室内コンポーネント：真空窓、金属導波管

導波管：金属製で放射線の影響を考慮する必要無し。電磁力等の理由から、通常使われる銅・アルミではなく、SUSが候補。

真空窓：石英が候補。波長が長いため、近赤外・赤外領域のレーザー光より影響が小さいと予想。Zone Cでの利用になるが、放

射線照射した石英のマイクロ波透過特性を調べるべき。

①耐放射線

マイクロ波




プラズマに接近した導波管・ホーンでも、波長が長いため堆積・損耗の影響は無し。SUS製導波管の場合、抵抗が大きいために減衰が大きい。

⇒導波管内面のメッキ処理など？相対論的効果で過小評価になる

⇒周辺に限定すれば温度が低いために誤差が小さいか？


• 導波管サイズはφ100 mm程度で、屈曲構造も容易で中性子漏洩の観点でも有利。• Inboardサイドからの計測では、導波管の取り回しが困難


密度分布：時間分解能100 ms、空間分解能100 mmAUGで周辺密度分布を周波数掃引型反射計で1msごとに実時間で出力。空間分解能を満たすには、1スイープ中のサンプリングを増やせばよく、技術的な困難無し。


放射線のために設置が限定されることは無い。炉内で一旦導波管を敷設するだけで、炉内の光軸調整の必要性は無い。

2-6. 中性子計測計測システム：

核融合出力核分裂計数管、放射化箔法（計数管は核分裂炉でも使われているが、炉の出力評価や制御では使われていない）

中性子発生分布シンチレータ等による中性子カメラ

炉室計測室

生体遮蔽壁

炉室内コンポーネント：計数管、MIケーブル

• 核分裂計数管、放射化箔法は問題なし• シンチレータは種類によって感度が低下• CVDダイヤモンド検出器も中性子照射

8.3×1014 n/cm2でパルス波高が半分程度に劣化(西谷健夫、特定領域第2回会合、2005．1.31)

• ファイバ伝送でシンチレータの波形が歪み、中性子とγ線の弁別ができなくなるため、PMTとシンチレータは接近している必要がある。そのため、PMTの制限で真空容器外での使用

①耐放射線

計数管

MIケーブル

シンチレータ（アレイ）、PMT

視線

検出系

MIケーブル


分裂炉（商用炉）では、計数管で核融合出力の計測に使用している訳ではない。中性子発生量から全体の核融合出力を評価する精度は、較正の精度で決まる。

⇒TFTR、JT-60Uのように真空容器内に線源を持ち込む方法で精度を出すのは困難（装置に対して線量が十分で無いため）。⇒新しいその場較正方法を考える必要あり。


• 計数管のサイズは厚さ15 mm、長さ250 mm程度とそれほど大きくなく、ブランケット裏面などに設置するのにそれほど困難は無い。

• 中性子カメラでプラズマ全体を観測する視野が取れるか？ファンアレイ等。• 放射化箔法で、箔を送る気送管の取り回し（特にインボード側）



• 中性子計測には100 ms程度の時間分解能が求められているが、現在の計数管でも16 ms程度の分解能がある。ITER用には、100 kWを時間分解能1 msで計測できるように設計されており、検出器単体の分解能は十分と言える。

• ITERでは10%程度の核融合出力の精度が見込まれているが、その実証と原型炉環境での較正方法の確立が必要である。


計数管：Zone Aに設置。Uの減少のため、ある程度で交換が必要だが、設置場所が交換困難にしている。ブランケット交換時か。 ITERの例を参照。

中性子カメラ：真空容器外に設置。シンチレータならば、その感度変化のため、交換が必要（商用炉では2-3年の定期点検時に交換）。真空容器外なので、交換は容易のはず。


0. トカマク・ヘリカル共通課題、固有の課題

• 共通の開発課題

電子密度計測、核融合出力計測、ダイバータデタッチメント制御、

磁気計測（ただし、計測対象の時定数が異なる）

• トカマクに固有の課題

速い時定数での磁場計測・制御（プラズマに近接した位置に磁気計測を設置）

qの情報が必要か？

電流駆動制御のため圧力分布が必要か？

• ヘリカルに固有の課題

ポロイダル非一様なダイバータフラックス（磁力線構造を考慮した位置での計測）

時定数が遅いため磁気計測をプラズマからどこまで離しても良いか？

4. 中性子計測の研究開発項目【共通】

• 核分裂計数管から核融合出力を評価するための較正方法の確立

• 核分裂計数管の交換頻度、交換方法

• 放射化箔法で気送管の信頼性

• 中性子スペクトロメータからイオン温度、nT、nDを評価する方法はJETでの経験、ITERで確立？トカマクで圧力分布推定が必須なら、中性子スペクトロメータが有用。

5. ダイバータデタッチメント制御の研究開発項目【共通】

• ダイバータ静電プローブ、熱電対の健全性

• マイクロ波干渉計（もっと短波長？）で代用

マイクロ波領域での真空窓の耐放射線特性

フリンジジャンプの抑制

• 分光計測で放射位置の測定（上流に上ってきたらパフ減らす）

壁、ダイバータでの反射による迷光抑制

短波長のため窓の透過率が保持できるか？

• ヘリカルではポロイダル非一様性（磁場構造を反映）を考慮して計測

6. q分布計測の研究開発項目【トカマク】

• MSE or 偏光計。いずれもITERに設置され、経験が活かせる。

• MSEでは中性粒子ビームの侵入長のためコアは難しい？

• 可視光の偏光状態は、第一ミラーの不純物堆積の影響を強く受ける。

• 分光計測全般と共通だが、窓、ファイバ（石英等）の可視領域の放射線特性を炉でのフルエンスまで照射実験をする必要あり。

• 真空窓の透過率変化、偏光状態の変化は遠赤外、赤外ではデータがない。

• 偏光計への相対論効果はITERでの知見を活かせる。

Slim CSK. Tobita et. al., Fusion Eng. Des. 81, 1151 (2006).Plasma current : Ip=16.7 MAToroidal magnetic field : BT=6.0 TMajor radius : Rp=5.5 mMinor radius : ap=2.1 mFusion output : Pfus=2.9 GWVol. averaged density : <ne>=1.15×1020 m-3

Divertor heat load : Qdiv=150 MW

2. Demo reactors for diagnostic consideration

3-1. 磁気計測

放射線誘起絶縁劣化（Radiation induced electrical degradation（RIED））

①耐放射線

RICと異なり恒久的な現象で、印加電圧が200 kV/m以上、200度以上の高温度、放射線レベル100 Gy/s以上の条件で1000秒以上になると顕著

原型炉で高電圧が誘起される頻度が分からないので耐用年数は評価しにくいが、遮蔽やセンサーサイズ小型化で誘起電圧抑制等が必要。

材料、グレードにもよるので、候補絶縁体で実環境を模擬した照射試験をし、影響の少ない材料を選定しなくてはいけない。

原型炉：Zone Aでは、γ線139 Gy/s、高速中性子は2 kGy/s上記の推奨条件より大きいため、より早くRIEDが発生するフルエンスに達する可能性あり。Zone Bでは、Aより γ線、高速中性子は3 桁落ちなので、影響は小さくなる。

3-2. 密度計測（干渉計/偏光計）の研究開発項目【共通】

• 赤外、遠赤外光源を使うならば、窓材の照射試験

• ブランケット表面で数年分に相当する高いフルエンスまでの金属ミラーの照射試験

• 第一ミラーへの堆積物、ヘリウムバブル抑制、及び回復手法の確立

• 相対論的効果の補正、若しくは積極利用による他のパラメータ評価

• 高い密度分解能（1×1017 m-3）の実現

• 熱ひずみによる光軸の変化、波面の変化とそれに伴う計測誤差の評価

∆ne=4×1017 m-3 ↔ ∆Pfus = 0.1 GW(rating: 3 GW)

voluntary activity of evaluation of diagnostics for...

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