J-TEXT - fusionpapers

J-TEXT

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https://alltheworldstokamaks.wordpress.com/gallery-of-external-views/jtext/

https://gyazo.com/d436663a2aaa747e6e8685580ea4e4e5

https://english.hust.edu.cn/info/1053/1367.htm

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J-TEXT（Joint TEXas Experimental Tokamak）は、中国・華中科技大学（Huazhong University of Science and Technology, HUST）で運用されているトカマク型核融合実験装置です。この装置は、プラズマ物理の基礎研究と次世代核融合炉の開発を支えるために設計されており、特にプラズマの安定性、閉じ込め性能、そして破壊現象の理解を目指しています。以下に、J-TEXTの詳細を説明します。

J-TEXTの目的

1. プラズマ閉じ込めの研究

高温プラズマを磁場で閉じ込める技術を研究することで、核融合炉の効率を向上させる。

プラズマ中の乱流や輸送現象を詳細に調査し、エネルギー損失を抑制する方法を探る。

2. ITERやCFETRへの貢献

国際熱核融合実験炉（ITER）や中国未来核融合炉（CFETR）の設計と運用を支援するため、プラズマの安定性や制御に関するデータを蓄積。

3. 破壊現象の制御

プラズマ破壊（ディスラプション）による装置損傷を防ぐ手法の開発。

破壊予測モデルや、破壊の緩和技術（高速粒子注入や外部磁場制御）の検証。

J-TEXTの主な特徴

1. 装置構成

トカマク型: ドーナツ状の真空容器内でプラズマを形成し、強力な磁場を用いて閉じ込める。

主なパラメータ:

トロイダル磁場強度: 約2 T（テスラ）。

プラズマ電流: 最大約200 kA。

プラズマ電子温度: 約1–2 keV（キロ電子ボルト）。

プラズマ密度: 数×10¹⁹ m⁻³。

2. ECRH（電子サイクロトロン共鳴加熱）システム

105 GHz帯の電子サイクロトロン波を用いて、プラズマを局所的に加熱。

最大出力1 MWの加熱装置を備え、プラズマ中心温度を効率的に上昇させる。

3. 高度な診断技術

プラズマの電場・磁場変動を同時に測定する「複合ランギュールプローブ」。

プラズマ乱流輸送を計測する「ヘテロダインコレクティブ散乱システム」。

プラズマ境界の乱流を可視化する「ガスパフイメージングシステム」など。

4. 研究テーマ

磁気流体力学（MHD）不安定性の観察と制御。

密度限界（Greenwald限界）の拡張。

プラズマ破壊予測と緩和手法の開発。

高速電子生成とその影響。

J-TEXTの研究成果

プラズマ破壊制御: 外部共振磁場摂動（RMP）を用いて、MHDモードの結合を抑制し、破壊を回避。

高密度運転: エッジバイアスやポロイダルダイバータ構成により、密度限界の向上を実現。

乱流輸送の理解: ランギュールプローブやガスパフイメージングによる詳細な乱流観測。

機械学習応用: 複数のトカマクに適用可能な破壊予測モデルの開発。

J-TEXTの意義

J-TEXTは、ITERやCFETRを視野に入れた研究プラットフォームとして重要な役割を果たしています。特に、プラズマの加熱や安定化、破壊制御に関する知見は、将来の商業用核融合炉の実現に向けた基盤を提供しています。また、高度な診断技術や機械学習の導入により、トカマク物理の新たなフロンティアを切り開いています。