検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 10 件中 1件目~10件目を表示
  • 1

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

論文

Expansion of agriculture in northern cold-climate regions; A Cross-sectoral perspective on opportunities and challenges

Unc, A.*; Altdorff, D.*; Abakumov, E.*; Adl, S.*; Baldursson, S.*; Bechtold, M.*; Cattani, D. J.*; Firbank, L. G.*; Grand, S.*; Gudjonsdottir, M.*; et al.

Frontiers in Sustainable Food Systems (Internet), 5, p.663448_1 - 663448_11, 2021/07

 被引用回数:33 パーセンタイル:94.29(Food Science & Technology)

本レビュー論文では、関連分野を研究する科学者の意識調査と既存文献の調査を実施し、地球温暖化の加速が寒冷な北方地域を地域および世界の農業セクター拡大にとってますます魅力的なターゲットにしていることを明らかにした。ただし、こうした活動の持続可能な長期的発展は、信頼性のある関連知見に対し全てのステークホルダーが容易にアクセスできる場合にのみ実現できる、という共通認識があることも明らかになった。特に、北方地域における農業の拡大は、温室効果ガス収支や生物多様性、生態系サービスに対し、負の影響をもたらす傾向にあることが明らかになってきている。以上より、寒冷な北方地域における農業の拡大と強化は、社会的な向上とニュートラルな環境影響とを両立できる計画の下で遂行される必要がある。

論文

Progress in the ITER physics basis, 4; Power and particle control

Loarte, A.*; Lipschultz, B.*; Kukushkin, A. S.*; Matthews, G. F.*; Stangeby, P. C.*; 朝倉 伸幸; Counsell, G. F.*; Federici, G.*; Kallenbach, A.*; Krieger, K.*; et al.

Nuclear Fusion, 47(6), p.S203 - S263, 2007/06

 被引用回数:859 パーセンタイル:98.25(Physics, Fluids & Plasmas)

1999年にNuclear Fusion誌に出版されたITER物理基盤以来、ITERの設計及び運転に必要な周辺プラズマ及びプラズマ相互作用における現在のトカマク装置の研究成果がまとめられた。大きく進展した実験分野として、境界層及びダイバータにおける熱・粒子輸送,第一壁と周辺プラズマとの相互作用,ELM熱流の輸送と壁相互作用,非接触プラズマと中性粒子の輸送,高Z及び低Z材料の損耗と輸送及び堆積,トリチウムの対向材への吸着とその除去方法等が挙げられる。これらの進展と同時に、周辺プラズマ及びプラズマ材料相互作用のモデリングも大きく進展した。現状のデータをもとにITERにおいて期待されるダイバータ性能や対向材料の寿命などについて議論した。

論文

Discrepancy between modelled and measured radial electric fields in the scrape-off layer of divertor tokamaks; A Challenge for 2D fluid codes?

Chankin, A. V.*; Coster, D. P.*; 朝倉 伸幸; Bonnin, X.*; Conway, G. D.*; Corrigan, G.*; Erents, S. K.*; Fundamenski, W.*; Horacek, J.*; Kallenbach, A.*; et al.

Nuclear Fusion, 47(5), p.479 - 489, 2007/05

 被引用回数:34 パーセンタイル:73.71(Physics, Fluids & Plasmas)

スクレイプオフ層における径方向電場はプラズマ・ドリフト運動を発生する要因である。また、プラズマ・ドリフト運動の速度は、トロイダルプラズマでは内外非対称となり、そのトロイダル効果を打ち消す方向に磁力線に沿った高速プラズマ流が発生する。実験において観測されている高速プラズマ流の発生機構を理解するため、ドリフト効果を導入したダイバータ流体コード(SOLPS及びEDGE2D)による計算を、JETやASDEX-Upgradeの実験で測定された大きな電場分布を考慮し初めて行った。その結果、プラズマ流速は従来のシミュレーション結果よりも3倍程度増加し、従来のシミュレーションでは定量的に再現できなかった実験結果をほぼ説明できる。ドリフト効果が、プラズマ周辺部において高速プラズマ流が発生する大きな要因の一つであることが明らかとなった。

論文

Plasma-surface interaction, scrape-off layer and divertor physics; Implications for ITER

Lipschultz, B.*; 朝倉 伸幸; Bonnin, X.*; Coster, D. P.*; Counsell, G.*; Doerner, R.*; Dux, R.*; Federici, G.*; Fenstermacher, M. E.*; Fundamenski, W.*; et al.

Proceedings of 21st IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2006) (CD-ROM), 8 Pages, 2007/03

国際トカマク物理活動(ITPA)スクレイプオフ層(SOL)及びダイバータ物理トピカルグループが、各国のトカマク実験データを検討した成果を発表する。(1)ELMによりSOLへ排出されたプラズマが極性ドリフトにより第一壁方向へ輸送されるモデルを、リミターでの熱負荷計測結果に基づき提案した。この場合、ITERにおいてELMによるリミターが受ける熱負荷は損失エネルギーの10-20%と考えられる。(2)ディスラプション時のダイバータへの熱負荷について最近のデータをまとめた。高密度ディスラプションでは、熱崩壊時以前に最大80%のエネルギーが放射損失により失われること,熱崩壊時は熱流束の幅が広がることなどが実験データベースから明らかとなった。ITERにおけるダイバータへの熱負荷は以前の予測よりも減少した。ただし、内部輸送障壁の崩壊や垂直変異イベントでは大きな熱負荷と考えられる。また、不純物のガスジェット及びペレット入射による熱負荷の緩和結果についても述べる。ほかに(3)ITERにおけるトリチウムの蓄積量の予測,(4)タングステンタイル、及び炭素タイルにおける複合プラズマ材料相互作用に関してもまとめる。

論文

Physics issues and simulation of the JT-60 SA divertor for large heat and particle handling

朝倉 伸幸; 川島 寿人; 清水 勝宏; 櫻井 真治; 藤田 隆明; 竹永 秀信; 仲野 友英; 久保 博孝; 東島 智; 林 孝夫; et al.

Europhysics Conference Abstracts (CD-ROM), 31F, 4 Pages, 2007/00

JT-60SAでは最大41MWの入射パワーで100秒間の運転を予定して設計を進めている。一方、炭素繊維材を使用した強制冷却ダイバータ板への最大熱流負荷は15MW/m$$^{2}$$であり、現在のトカマク装置を超えた大きな熱流を低減するダイバータ設計が必要となった。さらに、重水素運転を行うため、すべてのダイバータ要素をカセットに納められるよう小型化する必要がある。本発表では、おもに、ITER相似の主プラズマ配位で実験を行うため設計された下側ダイバータの物理設計についてシミュレーション結果を中心に述べる。一般に外側ダイバータへの熱流束が大きいため、ダイバータ板の角度を垂直にするとともにドーム部の排気溝の位置を高くした「V型形状」にすることにより、ストライク点付近の中性ガス圧が増加し非接触プラズマが生成しやすい設計とした。ガスパフを行うことによりダイバータ板への最大熱負荷は8MW/m$$^{2}$$程度まで低減できる。さらに、ガスパフを増加し放射損失が増加した場合、V型形状ダイバータでは、ストライク点を高くすることにより非接触ダイバータを接触ダイバータへ戻す制御が可能であることを示した。

論文

Multi-machine comparisons of H-mode separatrix densities and edge profile behaviour in the ITPA SOL and Divertor Physics Topical Group

Kallenbach, A.*; 朝倉 伸幸; Kirk, A.*; Korotkov, A.*; Mahdavi, M. A.*; Mossessian, D.*; Porter, G. D.*

Journal of Nuclear Materials, 337-339, p.381 - 385, 2005/03

 被引用回数:66 パーセンタイル:96.56(Materials Science, Multidisciplinary)

ITPA活動で収集した周辺プラズマ分布のデータを利用して、6つのダイバータトカマクの典型的なELMyHモードについて、周辺輸送障壁での電子密度・温度分布,それらの勾配、及び最も急勾配になる領域の幅などに注目し、解析結果をまとめた。特に、セパラトリクスにおける密度は、高密度ダイバータ生成に重要な要因であり、ペデスタルにおける密度との比を比較し0.3-1まで広範囲で異なることがわかった。密度勾配の特性長に関して、中性粒子の密度や荷電交換反応の発生確率などのパラメータを設定し、スケーリングを行った。また、電子温度分布の勾配の特性長と急勾配領域の幅は、装置の主半径の大きさとともに増加することが明らかとなった。

論文

Flux dependence of carbon erosion and implication for ITER

Roth, J.*; Kirschner, A.*; Bohmeyer, W.*; Brezinsek, S.*; Cambe, A.*; Casarotto, E.*; Doerner, R.*; Gauthier, E.*; Federici, G.*; 東島 智; et al.

Journal of Nuclear Materials, 337-339, p.970 - 974, 2005/03

 被引用回数:96 パーセンタイル:98.54(Materials Science, Multidisciplinary)

国際トカマク物理活動(ITPA)の「スクレイプ・オフ層及びダイバータの物理」トピカルグループでは、新たに較正・検討した化学スパッタリング率のデータを持ち寄り、イオンの入射エネルギー,材料の表面温度で規格化して整理した。これにより、ITERのダイバータ条件に近い高粒子束の領域では、化学スパッタリング率が粒子束の増加とともに減少し、その割合が粒子束の-0.54乗であることを明らかにするとともに、入射粒子のエネルギー,材料の表面温度,粒子束の関数としてまとめた。さらにこの結果をもとに、ITERの定常運転シナリオのプラズマパラメータに対してEROコードを用いてITERダイバータにおける炭素の損耗・再堆積の計算を行い、表面温度に強く依存するものの、損耗率は過去に評価した1.5%に比べて一桁小さいとの結果を得た。

論文

Flux dependence of carbon chemical erosion by deuterium ions

Roth, J.*; Preuss, R.*; Bohmeyer, W.*; Brezinsek, S.*; Cambe, A.*; Casarotto, E.*; Doerner, R.*; Gauthier, E.*; Federici, G.*; 東島 智; et al.

Nuclear Fusion, 44(11), p.L21 - L25, 2004/11

 被引用回数:94 パーセンタイル:91.38(Physics, Fluids & Plasmas)

イオンビーム照射装置やトカマク装置では、ITERのダイバータ条件への外挿を目指し、化学スパッタリング率の粒子束依存性を測定して来た。しかし、取得データのパラメータが各測定で異なっていたため、従来のデータベースには大きなばらつきが見られた。国際トカマク物理活動(ITPA)の「スクレイプ・オフ層及びダイバータの物理」トピカルグループでは、参加する各装置から新たに較正・検討したデータを持ち寄り、イオンの入射エネルギー,材料の表面温度で規格化してデータの見直しを行った。これにより、ITERのダイバータ条件に近い高粒子束の領域では、化学スパッタリング率は粒子束の増加とともに減少し、その割合は粒子束の-0.54乗であることを明らかにした。

論文

Studies of ELM heat load, SOL flow and carbon erosion from existing Tokamak experiments, and projections for ITER

朝倉 伸幸; Loarte, A.*; Porter, G.*; Philipps, V.*; Lipschultz, B.*; Kallenbach, A.*; Matthews, G.*; Federici, G.*; Kukushkin, A.*; Mahdavi, A.*; et al.

IAEA-CN-94/CT/P-01, 5 Pages, 2002/00

実験炉ITERダイバータ設計と運転に関する重要な以下の3つの物理課題について、既存装置(JET, JT-60U, ASDEX Upgrade, DIII-D, Alcator C-Mod and TEXTOR)の実験データやシミュレーション解析から得られた成果についてまとめた。(1)タイプ1ELMの熱負荷により、ダイバータ板の運転寿命が決まる可能性がある。ELM熱負荷のスケーリングモデルを決める物理ベースを理解するため、ELM熱流と粒子流の輸送過程に関する最新のデータから、各装置において対流熱輸送過程(convective transport)が重要であることを明らかにした。(2)境界層(SOL)におけるプラズマ流に関する各装置のデータと、ドリフト効果を導入したSOLプラズマ・シミュレーション(UEDGE)の計算結果が定性的に一致することを見いだした。ITERにおけるダイバータ設計の最適化のために、ドリフト効果の検討が必要であることを示唆した。(3)各装置における炭素ダイバータ板の化学損耗率のデータから、その表面温度,入射粒子束,吸着層の状態に関する依存性をまとめた。

論文

Recent progress toward high performance above the greenwald density limit in impurity seeded discharges in limiter and divertor tokamaks

Ongena, J.*; Budny, R.*; Dumortier, P.*; Jackson, G. L.*; 久保 博孝; Messiaen, A. M.*; 村上 和功*; Strachan, J. D.*; Sydora, R.*; Tokar, M.*; et al.

Physics of Plasmas, 8(5), p.2188 - 2198, 2001/05

 被引用回数:49 パーセンタイル:79.8(Physics, Fluids & Plasmas)

ドイツのトカマク装置TEXTORでは、不純物入射によってグリーンワルド密度限界を超える高密度領域でHモードに相当する高い閉じ込め性能を得ている(RIモード)。このプラズマは閉じ込め性能の改善と第一壁の熱負荷の低減という観点で優れており、ほかのトカマク装置でもELMy Hモード、Lモードに不純物を入射する実験が行われている。JETでは、グリーンワルド密度限界近くまでELMy Hモードの閉じ込め性能を維持できた。JT-60Uでは、Ar入射によって高密度領域でELMy Hモードプラズマの閉じ込め性能を改善した。JET及びD III-Dでは、ダイバータ配位のLモードプラズマにおいて不純物入射に伴う輸送係数の減少を観測した。本論文では、これら不純物入射による閉じ込め性能の改善についてレビューする。

10 件中 1件目~10件目を表示
  • 1