TSCコードによるITERシナリオ開発

ITER scenario development with TSC code

宮本 斉児; 中村 幸治*; 利光 晋一; 杉江 達夫; 草間 義紀; 芳野 隆治; 林 伸彦; 大山 直幸; 竹永 秀信; 及川 聡洋*

Miyamoto, Seiji; Nakamura, Yukiharu*; Toshimitsu, Shinichi; Sugie, Tatsuo; Kusama, Yoshinori; Yoshino, Ryuji; Hayashi, Nobuhiko; Oyama, Naoyuki; Takenaga, Hidenobu; Oikawa, Toshihiro*

原子力機構ではトカマクシミュレーションコード(TSC)を使ったITERの運転シナリオ開発を行っている。TSCはプラズマの時間発展シミュレーションを行う数値コードであり、軸対称な円柱座標で磁気流体力学(MHD)方程式を解いている。これまでに、電子サイクロトロン加熱(ECH)/電流駆動(ECCD),中性粒子入射(NBI)加熱/電流駆動の(数値)モデルをTSCコードに組み込んできた。組み込んだECH/ECCDのモデルを用いて、ECによるプラズマ電流立ち上げ中の磁束抑制について解析し、ECによる電子加熱で磁束の抵抗による散逸が効果的に抑制されることを示した。また、最近著者らはITERサイズの装置においてH-L遷移がポロイダル磁場コイル制御系に及ぼす影響を調べるため、中性粒子の排気供給モデルの組み込みを進めている。TSCコードで用いる中性粒子モデルの開発計画についても発表を行う。

Development of ITER operation scenario using TSC code in JAEA is reviewed. TSC is a numerical code to simulate plasma evolution solving the MHD equation in an axisymmetric cylindrical coordinates. We have incorporated numerical models of electron cyclotron heating (ECH) / current drive (ECCD) and neutral beam injection (NBI) heating / current drive into the TSC code. Using the incorporated ECH/ECCD model, flux saving during plasma current ramp-up by EC is discussed. It is shown that resistive flux is effectively reduced due to heating of electron by EC. Recently, we are incorporating a neutral particle fueling and pumping model for studying effect of H-L transition on the poloidal field coil system of ITER size machine. A plan of neutral model development in TSC is also presented.