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論文

Inter-code comparison benchmark between DINA and TSC for ITER disruption modelling

宮本 斉児*; 諫山 明彦; Bandyopadhyay, I.*; Jardin, S. C.*; Khayrutdinov, R. R.*; Lukash, V.*; 草間 義紀; 杉原 正芳*

Nuclear Fusion, 54(8), p.083002_1 - 083002_19, 2014/08

 被引用回数:15 パーセンタイル:21.26(Physics, Fluids & Plasmas)

DINAとTSCはトカマク平衡に関する2次元コードであり、ITERのディスラプションのモデリングにも用いられている。今回、そのモデリングの妥当性を検証するために、ベンチマークシナリオを用いたコード間の比較を行った。DINAとTSCで用いられているシミュレーションモデルは、抵抗性拡散の時間スケールで等価であるはずであるが、コード間の違いをベンチマークで考慮することが困難であったため、これまで、互いに同じ結果が得られるかどうかは確かめられていなかった。本論文では、コード間の違いを考慮して比較を行えば、高い精度でシミュレーション結果が一致することを示した。このことは、DINAやTSCによる計算結果が正しいことの裏付けになるが、ハロー電流および第一壁中の電流経路が関わってくるときには、単純に結論することはできない。DINAでは磁気面平均された電流拡散方程式が解かれているため、近似的にしか壁の中を流れる電流を扱うことができない。一方、TSCはそのような制限なしにより現実的にハロー電流を取り扱うことができる。TSCコードとの比較により、DINAのハロー電流モデルを検証した。また、各コードの特性を明らかにし、ITERでのディスラプション予測に及ぼす影響を議論した。

論文

Simulation of VDE under intervention of vertical stability control and vertical electromagnetic force on the ITER vacuum vessel

宮本 斉児; 杉原 正芳*; 新谷 吉郎*; 中村 幸治*; 利光 晋一*; Lukash, V. E.*; Khayrutdinov, R. R.*; 杉江 達夫; 草間 義紀; 芳野 隆治*

Fusion Engineering and Design, 87(11), p.1816 - 1827, 2012/11

 被引用回数:9 パーセンタイル:29.05(Nuclear Science & Technology)

Vertical displacement events (VDEs) and disruptions usually take place under intervention of vertical stability (VS) control and the vertical electromagnetic force induced on vacuum vessels is potentially influenced. This paper presents assessment of the force that arises from the VS control in ITER VDEs using a numerical simulation code DINA. The focus is on a possible malfunctioning of the VS control circuit: radial magnetic field is unintentionally applied to the direction of enhancing the vertical displacement further. Since this type of failure usually causes the largest forces (or halo currents) observed in the present experiments, this situation must be properly accommodated in the design of the ITER vacuum vessel. DINA analysis shows that although the VS control modifies radial field, it does not affect plasma motion and current quench behavior including halo current generation because the vacuum vessel shields the field created by the VS control coils. Nevertheless, the VS control modifies the force on the vessel by directly acting on the eddy current carried by the conducting structures of the vessel. Although the worst case was explored in a range of plasma inductance and pattern of VS control, the result confirmed that the force is still within the design margin.

論文

Study of plasma current decay in the initial phase of high poloidal beta disruptions in JT-60U

柴田 欣秀*; 渡邊 清政*; 大野 哲靖*; 岡本 征晃*; 諫山 明彦; 栗原 研一; 大山 直幸; 仲野 友英; 河野 康則; 松永 剛; et al.

Plasma and Fusion Research (Internet), 6, p.1302136_1 - 1302136_4, 2011/10

トカマクで発生するディスラプション時の電流減衰時間のモデルとして、プラズマインダクタンス$$L$$とプラズマ抵抗$$R$$のみで電流減衰時間を表現する$$L/R$$モデルがその簡便さから使用されている。しかし、過去の著者らの研究において、(1)JT-60Uの密度限界ディスラプションでは電流減衰初期のプラズマインダクタンスの時間変化が電流減衰時間に大きく影響を与えているため$$L/R$$モデルは実験結果を再現することができないこと、及び(2)プラズマインダクタンスの時間変化を考慮した「改良$$L/R$$モデル」を用いることにより実験結果が再現できることがわかった。また、今回、このモデルの適用範囲が拡大できるか明らかにするため、別の原因で発生したディスラプションに対してモデルの検証を行った。対象としてはJT-60Uで発生した高$$beta_p$$ディスラプションのデータを用いた。その結果、前回同様、プラズマインダクタンスの時間変化を考慮することにより実験での電流減衰時間とモデルによる予測値がよく一致することがわかった。このことは、ディスラプションの発生原因が異なる場合でもプラズマインダクタンスの時間変化を考慮した改良電流減衰モデルで電流減衰時間が記述できることを示している。

論文

TSC modelling of major disruption and VDE events in NSTX and ASDEX-upgrade and predictions for ITER

Bandyopadhyay, I.*; Gerhardt, S.*; Jardin, S.*; Sayer, R. O.*; 中村 幸治*; 宮本 斉児; Pautasso, G.*; 杉原 正芳*; ASDEX Upgrade Team*; NSTX Team*

Proceedings of 23rd IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2010) (CD-ROM), 8 Pages, 2010/10

垂直移動現象(VDE)とプラズマの電流崩壊(メジャーディスラプション:MD)は、ITERの機器に大きな電磁力を及ぼす。ITERの堅牢な設計のためには、これらの現象で生じる電磁力を的確なモデルにより評価しなければならない。従来、ITERの電磁力評価は、ディスラプション解析コードDINAを用いて行われてきた。しかし、特定のコードで用いられているハローモデルのさまざまな前提条件によって、VDEやMDのシミュレーション結果が大きく影響されるため、トカマクシミュレーションコード(TSC)のような他のコードによって計算結果を検証するとともに、実験データによりコードを検証し、モデルを改良していくことが重要である。NSTXトカマクとASDEX-Uトカマクという特性の異なるトカマクにおけるVDEとMDをTSCによって解析したところ、装置によらず同じハローモデルで実験データを説明できることがわかった。また、両トカマクの実験データを用いて改良を行ったモデルによって、ITERにおけるモデル計算を行った。電流崩壊が速い場合には、TSCの計算結果と従来行われてきたDINAの計算結果は比較的一致したが、電流崩壊が遅い場合には大きな違いが見られ、その原因を探ることが今後の課題である。

論文

TSC modelling approach to mimicking the halo current in ASDEX upgrade disruptive discharges

中村 幸治*; Pautasso, G.*; 杉原 正芳*; 宮本 斉児; 利光 晋一; 芳野 隆治; ASDEX Upgrade Team*

Proceedings of 37th European Physical Society Conference on Plasma Physics (EPS 2010) (CD-ROM), 4 Pages, 2010/06

ITERの真空容器及び容器内構造物への電磁力負荷の要因として特に重要なものは、VDE(垂直移動現象)の際に流れる大きなハロー電流である。これまでに、DINAコードによるJT-60のハロー電流解析の例は知られているものの、ハロー電流モデルの開発はまだ十分とは言えない状況である。最近、幾つかの実験グループによりハロー電流データが系統的に取得されており、軸対称2次元自由境界コードであるTSCによりデータを検証し、ハロー電流モデルを発展させることが必要とされている。本研究では、VDEの挙動と最大ハロー電流値の関係について理解を深めるため、ASDEXアップグレードのディスラプション放電を対象として解析を行った。高温のプラズマがゆっくりと下方向に動いていき、電流崩壊の間に急激な下方向VDEが起こるという観測結果を模擬するために、TSCにより系統的シミュレーションを行った。ハロー領域の温度と幅は、観測されているハロー電流値を再現するように決定した。この場合の下向きVDEの挙動は、実験での観測と良く一致した。ITERのディスラプション時のハロー電流挙動の予測を行うためには、ASDEXアップグレードの他の放電に対しても同様な解析を行っていくことが必要であり、現在実施中である。

論文

Study of current decay time during disruption in JT-60U tokamak

柴田 欣秀*; 渡邊 清政*; 岡本 征晃*; 大野 哲靖*; 諫山 明彦; 栗原 研一; 仲野 友英; 大山 直幸; 河野 康則; 松永 剛; et al.

Nuclear Fusion, 50(2), p.025015_1 - 025015_7, 2010/01

 被引用回数:5 パーセンタイル:73.66(Physics, Fluids & Plasmas)

JT-60Uのディスラプション時のプラズマ電流の減衰時間を計測データ及び平衡解析から得られた値を用いて詳細に評価した。まず、電子温度を電子サイクロトロン放射及びヘリウムI線強度比から独立に評価し、それぞれの値から得られたプラズマ抵抗値を${it L/R}$モデルに適用して電流減衰時間を算出した。その結果、実験での電流減衰時間が長い($$sim$$100ms)領域では${it L/R}$モデルから算出した電流減衰時間は実験値と同程度であるが、電流減衰時間が短くなるにつれ${it L/R}$モデルでの値が実験値よりも大きくなり、実験での電流減衰時間が10ms程度の領域では${it L/R}$モデルでの値は1桁程度大きく評価されることがわかった。次に、内部インダクタンスをCauchy Condition Surface法により評価するとともに、内部インダクタンスの時間変化を考慮するようにモデルを改良した。その結果、広い電流減衰時間の範囲(10$$sim$$100ms)に渡り実験値と近い値が得られ、内部インダクタンスの時間変化の効果が重要であることがわかった。

論文

ディスラプションを制御する; 物理現象の理解と制御技術の進展

河野 康則; 杉原 正芳*; 飛田 健次

プラズマ・核融合学会誌, 86(1), p.3 - 16, 2010/01

トカマクにおけるディスラプションの物理現象及び制御技術について解説する。まず、ディスラプションを特徴づける物理現象として、電流消滅,熱消滅,ハロー電流,逃走電子について解説し、ディスラプションを制御するための要素技術として、予測,回避,緩和について説明する。さらに、ITERにおけるディスラプション時の電磁力や熱負荷に関する予測及び対策、現在想定されている緩和方法について解説する。最後に、原型炉におけるディスラプションの考え方及び回避・緩和方法について概説する。

論文

ITPA(国際トカマク物理活動)会合報告,22

竹永 秀信; 小川 雄一*; 滝塚 知典; 矢木 雅敏*; 山田 弘司*; 坂本 宜照; 東井 和夫*; 福田 武司*; 福山 淳*; 藤田 隆明; et al.

プラズマ・核融合学会誌, 84(7), p.465 - 467, 2008/07

2008年の春季に、ITPAに関する5つの会合が開催された。「閉じ込めデータベースとモデリング」と「輸送物理」の2会合は、オークリッジ国立研究所で行われ、グループ間の合同会合も多数開かれた。「MHD」の会合は日本原子力研究開発機構の那珂核融合研究所で開催され、日本側参加者は30名を超えた。「周辺及びペデスタルの物理」の会合は、サンディエゴのジェネラルアトミックス社で行われた。「定常運転」の会合は、ケンブリッジのマサチューセッツ工科大学で行われた。次回会合は、「輸送物理」「閉じ込めデータベースとモデリング」と「周辺及びペデスタルの物理」が合同で2008年10月20-23日(「周辺及びペデスタルの物理」は10月20-22日)にイタリアのミラノで、「MHD」と「定常運転」が合同で2008年10月20-22日にスイスのローザンヌにて開催される予定である。

論文

Optimization of the viewing chord arrangement of the ITER poloidal polarimeter

山口 太樹; 河野 康則; 藤枝 浩文; 栗原 研一; 杉原 正芳*; 草間 義紀

Plasma Physics and Controlled Fusion, 50(4), p.045004_1 - 045004_15, 2008/04

国際熱核融合実験炉(ITER)における安全係数の分布計測にポロイダル偏光計測装置が用いられる。ポロイダル偏光計測装置は、レーザー光をプラズマ中に入射し、透過レーザー光の偏光面のファラデー回転角を検出するものであるが、ポート部の幾何学的な形状からレーザー視線数は15チャンネル程度に制限される。本研究では、十分な精度で安全係数分布を得るため、限られた視線数の最適配置に関する研究を行った。最外殻磁気面形状とポロイダル偏光計測装置のみの情報から安全係数分布を同定可能な平衡再構築コードを開発し、ITER運転シナリオとして予測されている平衡に対し再構築を行った。その結果、誘導運転シナリオの燃焼フェーズを解析対象とした場合、プラズマ周辺に視線がない場合には磁気軸での安全係数に35%の誤差が生じたが、上部ポートの視線をプラズマ周辺領域に配置することにより、3%の誤差にまで改善した。この視線配置を非誘導運転シナリオの燃焼フェーズ及び誘導運転シナリオのプラズマ電流3.5MAフェーズに適用した場合にも、大きな精度の劣化が生じないことを示した。

論文

Optimization of the viewing chord arrangement of the ITER poloidal polarimeter

山口 太樹; 河野 康則; 藤枝 浩文; 栗原 研一; 杉原 正芳*; 草間 義紀

Plasma Physics and Controlled Fusion, 50(4), p.045004_1 - 045004_15, 2008/04

 被引用回数:9 パーセンタイル:56.86(Physics, Fluids & Plasmas)

国際熱核融合実験炉(ITER)のプラズマ中心部における安全係数分布の計測にポロイダル偏光計測装置が用いられる予定である。本研究では、精度の良い安全係数分布を同定するために適したポロイダル偏光計側装置の視線配置について、平衡再構築コードを用いた評価・検討を行った。平衡再構築コードは本研究で開発したものであり、ポロイダル偏光計測装置の計測データのみを用いてプラズマ内部の磁気面分布を評価することが可能であるという特長を持つ。結果として、ITER運転シナリオとして予測されている3つの平衡(誘導運転シナリオの燃焼フェーズ,非誘導運転シナリオの燃焼フェーズ及び誘導運転シナリオのリミターフェーズ)のそれぞれに対する最適な視線配置を得ることができ、プラズマ中心部における安全係数分布の精度として3%以内が見込まれた。さらに、誘導運転シナリオの燃焼フェーズに最適化した視線配置を他の平衡に適用し、それぞれの平衡に最適化した視線配置を用いた場合と比較して、大きな精度の劣化が生じないことを示した。誘導運転シナリオの燃焼フェーズに最適化した視線配置は、ITERポロイダル偏光計側装置の有望な視線配置であると言える。

論文

ITPA(国際トカマク物理活動)会合報告,19

笹尾 真実子*; 草間 義紀; 河野 康則; 川端 一男*; 間瀬 淳*; 杉江 達夫; 藤田 隆明; 福田 武司*; 福山 淳*; 坂本 宜照; et al.

プラズマ・核融合学会誌, 83(9), p.779 - 782, 2007/09

2007年春季に開催された国際トカマク物理活動(ITPA)の7つのトピカルグループ(TG)会合の報告である。各会合では、国際熱核融合実験炉(ITER)等の燃焼プラズマ実験における重要度の高い物理課題に関して、議論・検討が行われた。日本からの参加者数は27人であった。以下に、TGごとの開催日程及び開催地を示す。(1)計測TG:3月26日-30日、プリンストン(米国),(2)輸送物理TG:5月7日-10日、ローザンヌ(スイス),(3)閉じ込めデータベースとモデリングTG:5月7日-10日、ローザンヌ(スイス),(4)周辺及びペデスタルの物理TG:5月7日-10日、ガルヒン(ドイツ),(5)定常運転TG:5月9日-11日、大田(韓国),(6)MHD TG:5月21日-24日、サンディエゴ(米国),(7)スクレイプオフ層及びダイバータ物理TG:5月7日-10日、ガルヒン(ドイツ)。

報告書

Studies on representative disruption scenarios, associated electromagnetic and heat loads and operation window in ITER

藤枝 浩文; 杉原 正芳*; 嶋田 道也; Gribov, Y.*; 伊尾木 公裕*; 河野 康則; Khayrutdinov, R.*; Lukash, V.*; 大森 順次; 閨谷 譲

JAEA-Research 2007-052, 115 Pages, 2007/07

JAEA-Research-2007-052.pdf:3.58MB

ITERのディスラプション時に炉内構造物や真空容器に働く電磁力や熱負荷などの影響を調べた。DINAコードにより、幾つかの代表的ディスラプションシナリオを設定した。これらのシナリオに対して、3次元有限要素法により電磁力評価を行った。その結果、電磁力は許容範囲にあることが確認されたが、そのマージンはそれほど大きくない。次に垂直位置移動現象(VDE)時や熱クエンチ時の炉内構造物への熱負荷を求めた。さらに、2次元熱伝導コードを用いてベリリウム第一壁及びタングステンダイバータバッフルの浸食量を求めた。この結果、VDE発生時の浸食量は小さく、熱クエンチ時の浸食量は上方VDE発生時で約170$$mu$$m/event(Be)、下方VDE発生時で約240$$mu$$m/event(W)となり相当に大きい。ITERでは、これらVDEは移動時間に0.5秒程度を要するため、その間に大量ガス注入などの影響緩和手段を講じることが十分に期待できる。一方、中心位置ディスラプションでは、ディスラプション発生予測と緩和に失敗する確率をゼロにすることができないため、上部ベリリウム第一壁の浸食量は約(30-100)$$mu$$m/eventとなり、発生予測・緩和の失敗回数を数十回程度に抑える必要がある。

論文

Progress in the ITER physics basis, 3; MHD stability, operational limits and disruptions

Hender, T. C.*; Wesley, J. C.*; Bialek, J.*; Bondeson, A.*; Boozer, A. H.*; Buttery, R. J.*; Garofalo, A.*; Goodman, T. P.*; Granetz, R. S.*; Gribov, Y.*; et al.

Nuclear Fusion, 47(6), p.S128 - S202, 2007/06

 被引用回数:568 パーセンタイル:3.7(Physics, Fluids & Plasmas)

本論文は、1999年の"ITER Physics Basis"の刊行以降に世界各国の装置で得られた重要な成果について記述したものであり、本章ではMHD安定性及びディスラプションに関する成果が記述されている。MHD安定性に関しては、(1)鋸歯状振動,(2)新古典テアリングモード,(3)抵抗性壁モード,(4)誤差磁場,(5)先進シナリオにおけるMHD安定性に関する成果が記述されていて、ディスラプションに関しては、(1)ディスラプションの特徴・原因・頻度,(2)サーマルクエンチによるエネルギーの損失と堆積,(3)電流クエンチのダイナミクス,(4)ディスラプションにより発生する逃走電子,(5)統合モデルとシミュレーション,(6)ディスラプションの回避・予測・緩和に関する成果が記述されている。

論文

Progress in the ITER physics basis, 2; Plasma confinement and transport

Doyle, E. J.*; Houlberg, W. A.*; 鎌田 裕; Mukhovatov, V.*; Osborne, T. H.*; Polevoi, A.*; Bateman, G.*; Connor, J. W.*; Cordey, J. G.*; 藤田 隆明; et al.

Nuclear Fusion, 47(6), p.S18 - S127, 2007/06

本稿は、国際熱核融合実験炉(ITER)の物理基盤に関し、プラズマ閉じ込めと輸送に関する最近7年間(1999年に発刊されたITER Physics Basis後)の世界の研究の進展をまとめたものである。輸送物理一般、プラズマ中心部での閉じ込めと輸送,Hモード周辺ペデスタル部の輸送とダイナミクス及び周辺局在化モード(ELM)、そして、これらに基づいたITERの予測について、実験及び理論・モデリングの両面から体系的に取りまとめる。

論文

ITER limiters moveable during plasma discharge and optimization of ferromagnetic inserts to minimize toroidal field ripple

伊尾木 公裕; Chuyanov, V.*; Elio, F.*; Garkusha, D.*; Gribov, Y.*; Lamzin, E.*; 森本 将明; 嶋田 道也; 杉原 正芳; 寺澤 充水; et al.

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

ITERの真空容器と容器内構造物について2つの重要な設計改善が行われた。一つはプラズマ放電中に位置調整可能なリミタの導入であり、もう一つはトロイダル磁場リップルをさらに軽減するための、強磁性体挿入物の配置最適化である。新しいリミタ設計では、プラズマがダイバータ配置になると、リミタを約8cm引っ込ませることができる。これにより、デスラプションやELMなどによる熱負荷を軽減し、また、ICRHのカップリングを改善できる可能性がある。強磁性体挿入物については、真空容器水平ポートにおけるNB用と通常のものとの配置の相違による複雑さのため、この周辺で設置していなかった。しかしながら、そのため、1%という比較的大きいリップル,約10mmの磁力線の波打があることが明確となり、強磁性体挿入物を追加することとした。

論文

Edge pedestal physics and its implications for ITER

鎌田 裕; Leonard, A. W.*; Bateman, G.*; Becoulet, M.*; Chang, C. S.*; Eich, T.*; Evans, T. E.*; Groebner, R. J.*; Guzdar, P. N.*; Horton, L. D.*; et al.

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

周辺ペデスタル研究の進展とITERへ向けた予測について、最近の世界の研究をレビューする。周辺ペデスタル構造を決めるパラメータリンケージを明らかにするとともに、プラズマ過程と原子分子過程の両方がペデスタル幅を決定すること,周辺圧力勾配がピーリングバルーニング理論で系統的に説明できること,計測機器の進展によってELMの発展が明らかとなり非線形理論で説明可能であること,小振幅ELMの系統的同定がすすんだことなど、大きな発展があった。これらに基づいて、ITERのプラズマ性能の予測,ELMの小規模化等の検討が大きく進んだ。

論文

ITPA(国際トカマク物理活動)会合報告,18

川端 一男*; 河野 康則; 草間 義紀; 間瀬 淳*; 笹尾 真実子*; 杉江 達夫; 藤田 隆明; 福田 武司*; 福山 淳*; 坂本 宜照; et al.

プラズマ・核融合学会誌, 83(2), p.195 - 198, 2007/02

2006年の秋季にITPA(国際トカマク物理活動)に関する7つの会合が開催された。「輸送物理」,「閉じ込めデータベースとモデリング」,「周辺及びペデスタルの物理」,「定常運転」,「MHD」の5会合は、中国の成都にて「第21回IAEA核融合エネルギー会議」に引き続いて行われ、トピカルグループ間の合同会合も多数開かれた。国際装置間比較実験の結果報告のほか、国際熱核融合実験炉(ITER)のデザインレビューに関して、現状の設計への問題提起と解決策の検討を整理するためまとめられているITER Issue Cardについて活発な議論が行われた。日本の参加者は27名に上った。また、「計測」の会合は、東北大学で、「スクレイプオフ層及びダイバータ物理」の会合は、カナダのトロント大学で行われた。

論文

Evaluation of dependence of current decay time on electron temperature measured by He I line intensity ratios in JT-60U tokamak

岡本 征晃*; 平石 剛大*; 大野 哲靖*; 高村 秀一*; 仲野 友英; 河野 康則; 小関 隆久; 杉原 正芳

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

トカマクプラズマのディスラプション時に真空容器にかかる電磁力を推定するにはプラズマ電流の減衰時間を正確に定めることが重要で、L/Rモデルによるとそれは電子温度の3/2乗に比例する。ディスラプション発生時には莫大な熱負荷がかかるためラングミュアプローブを挿入して電子温度を定めることは困難である。そこでわれわれは電子温度に敏感な中性ヘリウムの発光線を高時間分解で測定する方法を提案する。分光器では観測光を3分岐しそれぞれバンドパスフィルターを用いて分光し光電子増倍管を用いて計数する。この3本の発光線の強度比を衝突放射モデルによって解析する。この手法を幾つかのプラズマ装置で試し、ラングミュアプローブによる測定値と比較することで妥当性が確認された。ここではJT-60Uのディスラプション発生時の電子温度の時間変化を測定する。

論文

ELMの概要

鎌田 裕; 大山 直幸; 杉原 正芳

プラズマ・核融合学会誌, 82(9), p.566 - 574, 2006/09

ELMは、Hモードの周辺輸送障壁で発生する間欠的・周期的な熱や粒子の放出現象であり、核融合プラズマの総合性能の要であるペデスタル構造の決定要因の一つである。最も一般的なELMはType I ELMと呼ばれ、ペデスタル圧力がMHD安定性のしきい値に達した場合に発生する。Type I ELMy Hモードでは、良好な閉じ込め状態を定常的に維持できるが、ELMに伴う大きなエネルギー流出は、ダイバータ板の損耗やプラズマ性能に大きな影響を与える恐れがあるため、流出エネルギーを制御し矮小化することが必要である。現在までに、ペレット入射,共鳴摂動磁場印加,小振幅ELMを伴う運転領域などが有力な方法として開発されてきている。ここではこれらの研究の現状と、ITERへ適用する際の課題について概説する。

論文

Integrated simulation code for burning plasma analysis

小関 隆久; 相羽 信行; 林 伸彦; 滝塚 知典; 杉原 正芳; 大山 直幸

Fusion Science and Technology, 50(1), p.68 - 75, 2006/07

 被引用回数:10 パーセンタイル:35.21(Nuclear Science & Technology)

日本原子力研究開発機構における燃焼プラズマ研究のためのモデルの統合化について述べている。時間スケール・空間スケールの大きく異なった複雑な物理要因を持つ燃焼プラズマをシミュレートするため、輸送コードTOPICSをベースとして、加熱・電流駆動,不純物輸送,ダイバータ,MHD,高エネルギー粒子挙動モデルの統合化によるシミュレーションコード群を開発している。開発したコードは検証することが重要であり、ここでは、JT-60による実験結果や第一原理に基づくシミュレーションによりモデルの妥当性を確認する。輸送とMHDの統合化モデルが、3つの典型的なMHD現象、すなわちNTM($$sim$$0.01$$tau$$R),$$beta$$限界($$sim$$$$tau$$A)とELM($$tau$$Eと$$tau$$Aの間欠現象)について開発された。NTMの統合化モデルについては、修正ラザフォード方程式を輸送方程式と連結して解くモデルを開発した。$$beta$$限界モデルについては、輸送コードからときどき刻々吐出する平衡データの安定性計算によりモデル化している。ELMについては、輸送コードと安定性コードを結合し、交互に解くことにより、時定数の異なる間欠現象をモデル化した。これらの開発したモデルは、JT-60実験データによる検証を行い、燃焼プラズマの性能予測に用いられている。

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