Simulation modeling of ITER 15MA/70s ramp scenario using inductive/non-inductive current drive

誘導/非誘導電流駆動を用いたITER 15MA/70s電流立ち上げシナリオのシミュレーションモデル構築

中村 幸治*; 宮本 斉児; 藤枝 浩文; 及川 聡洋; 杉江 達夫; 草間 義紀; 芳野 隆治

Nakamura, Yukiharu*; Miyamoto, Seiji; Fujieda, Hirobumi; Oikawa, Toshihiro; Sugie, Tatsuo; Kusama, Yoshinori; Yoshino, Ryuji

ITERのような超伝導のポロイダル磁場(PF)コイルを用いたトカマク核融合炉では、現在の常伝導PFコイルのトカマクと比べ、プラズマ電流立ち上げ率を大幅に低く制限しなければならない。そのため、誘導プラズマ電流はコア深部にまで浸透し、中心部に集中した電流分布になる。そのようなプラズマは、内部インダクタンスが大きく、垂直位置不安定になりやすく、ダイバーター配位の縦長プラズマにとっては危険である。立ち上げ初期での追加熱は、プラズマ電流の浸透を遅らせるため、電流の中心部への集中を抑えるのに有効であると言われているが、リミターへの熱負荷を増大させてしまう欠点がある。それゆえ、追加熱のタイミングなど放電の最適化が重要となる。本研究では、ITERの最新のプラズマ配位と15MA/70sの電流立ち上げシナリオに基づき、プラズマ電流の安定な立ち上げの包括的なシミュレーションモデルの構築について発表する。ブートストラップ電流割合が高くなったときに、安定な電流分布を形成するためのシナリオについて議論するとともに、プラズマ電流をどの程度速く立ち上げる必要があるのか、また可能であるのかについても議論する。

In tokamak fusion reactors with superconducting PF coil system, ramping-up of the plasma current for startup of discharges is essentially restrained at a rate much slower than the current tokamak with normal PF conductors. Therefore, the induced plasma current can penetrate deeply into the core region with higher electron temperature, i.e. low Ohmic resistivity, leading to a centrally peaked current profile. Consequently, such the high li, highly elongated configuration imperative to divertor formation has the dangerous property of causing vertical instability. Additional heating at early phase of the ramp-up has been addressed as one of startup procedures that retard the penetration of plasma current. A potential drawback, however, is the substantial increase of direct heat load to limiter. Hence, it follows that discharge optimization, e.g. timing of the heating, has been critical to plasma formation during the startup phase. The feasible ramp-up scenario to obtain a stable current profile while increasing bootstrap current fraction is discussed, as well as the interests: how quickly the plasma current needs to be ramped up and how slowly it can be.