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Polevoi, A. R.*; Neudatchin, S.*; 白井 浩; 滝塚 知典
Japanese Journal of Applied Physics, Part 1, 37(2), p.671 - 677, 1998/02
被引用回数：2 パーセンタイル：13.52(Physics, Applied)トカマク等の磁場閉じ込め核融合装置では、加熱パワーは対流熱損失、伝導熱損失及び放射損失によって失われる。この内放射損失はプラズマ外に設置したボロメータによって測定できるが、対流熱損失と伝導熱損失は実験的に分離されていなかった。本研究では中性粒子入射加熱(NBI加熱)停止直後にプラズマへの粒子補給が停止することに伴う、電子密度の減少と電子温度の上昇に着目し、実験データから対流熱損失を評価する手法を初めて開発した。この手法をJT-60Uプラズマに適用し、エネルギー閉じ込めの良好な高
Hモードプラズマでは、プラズマ中心領域におけるエネルギー損失の50%以上が対流熱損失によって失われることを明らかにした。
森 雅博; JT-60チーム
Plasma Physics and Controlled Fusion, 36(SUPPL 12B), p.B181 - B191, 1994/12
被引用回数：5 パーセンタイル：20.48(Physics, Fluids & Plasmas)JT-60Uでは、高閉じ込め状態を定常維持する制御技術の開発・実証を目的として実験研究を進めている。閉じ込め性能の改善に関しては、プラズマ内部で閉じ込め改善のある高モードと周辺部で改善のあるHモードを重畳して、プラズマ全体にわたって閉じ込め改善がある高Hモードを実現し、世界最高の核融合積を達成した。本発表では、この高Hモードの閉じ込め改善機構に関する最近の研究進展、このモードの制御法、ELMを利用した密度制御の最適化による定常運転に関する成果、核融合炉で問題となるHe灰の制御性、Hモードとの関係等について報告する。このような高閉じ込め状態を定常維持するためには、非誘導電流駆動による電流分布の定常制御、放射冷却ダイバータによる熱制御、粒子制御が重要であり、この研究に関する最近の成果を報告する。合わせて、今後の研究計画の紹介を行なう。
二宮 博正; JT-60チーム
15th IEEE/NPSS Symp. on Fusion Engineering,Vol. 2, 0, p.779 - 787, 1993/00
核融合炉で要求される炉心プラズマの課題としては、良好なエネルギー閉じ込め性能、高出力密度、高効率電流駆動、ダイバータ熱負荷・粒子制御等がある。これらの課題についてJT-60では、高Hモードの実現による核融合積1.1
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・s・keVの達成、分布制御によるベータ限界の拡張(≦4.3,
≦4.0)、LHによる3.6MAの電流駆動等を達成した。これらの成果の詳細について報告する。更にJT-60では、ITERと並行して定常化に係る課題を研究するための装置改造を検討中である。この装置、JT-60SUの概要についても報告する。
