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論文

The Influence of the radial particle transport on the divertor plasma detachment

星野 一生; 清水 勝宏; 滝塚 知典*; 朝倉 伸幸; 仲野 友英

Journal of Nuclear Materials, 463, p.573 - 576, 2015/08

 被引用回数:7 パーセンタイル:22.72(Materials Science, Multidisciplinary)

The divertor plasma detachment is the most promising candidate to reduce the divertor heat load in fusion reactors, while the present understanding is not enough to explain the experimental observations. To understand the detachment physics and improve the divertor modeling, an integrated divertor code SONIC has been applied to modelling of the JT-60U detached divertor plasma. In the comparison between the SONIC results and the JT-60U experimental data, the density at the private flux region was higher than the experimental data near the X-point. To investigate the influence of the particle transport in the private region, the particle diffusion coefficient in the private region $$D_{prv}$$ was increased. The detachment, i.e., the rollover of the ion flux to the divertor target, was observed while influence of the enhancement of $$D_{prv}$$ on the mid-plane density and its profile were not seen. It is found that the transport in the private region plays an important role for the formation of the divertor detachment.

論文

SOL-divertor plasma simulations introducing anisotropic temperature with virtual divertor model

東郷 訓*; 滝塚 知典*; 中村 誠; 星野 一生; 小川 雄一*

Journal of Nuclear Materials, 463, p.502 - 505, 2015/08

 被引用回数:4 パーセンタイル:43.49(Materials Science, Multidisciplinary)

仮想ダイバータモデルと非等方イオン温度を導入した1D SOL-ダイバータプラズマシミュレーションコードを開発した。非等方イオン温度を導入することにより、運動量輸送方程式の2階微分イオン粘性項を排除できた。その結果として、ダイバータ板での境界条件は不要となった。ダイバータとシースを模擬するために、仮想ダイバータモデルを導入した。これは粒子、運動量、エネルギーについての人為的なシンク項として記述する。仮想ダイバータモデルの導入により、数値計算上取り扱いが容易な周期境界条件の適用が可能になった。このモデルを用いて、ボーム条件を満足するようなSOL-ダイバータプラズマをシミュレートすることができた。イオン温度の非等方性の規格化平均自由行程への依存性、Braginskii形式のイオン粘性の妥当性についても調べた。

論文

Perspective of negative triangularity tokamak as fusion energy system

菊池 満; Medvedev, S.*; 滝塚 知典*; Fasoli, A.*; Wu, Y.*; Diamond, P. H.*; Duan, X.*; 岸本 泰明*; 花田 和明*; 他41名*

Europhysics Conference Abstracts (Internet), 39E, p.P4.179_1 - P4.179_4, 2015/06

核融合炉における熱粒子制御は挑戦的課題である。定常的な熱負荷とエルムによる過渡的熱負荷を緩和する新しい方策として負三角度トカマクを評価している。これまで、負三角度は磁気丘であるにもかかわらず、ダブルヌルでは炉に使えるレベルの規格化ベータ値3以上が安定であることを見いだしている。本論文では、シングルヌル平衡配位とその理想電磁流体安定性を報告する。

論文

A Possible breakthrough of power handling by plasma shaping in tokamak

菊池 満; Fasoli, A.*; 滝塚 知典*; Diamond, P. H.*; Medvedev, S.*; Wu, Y.*; Duan, X.*; 岸本 泰明*; 花田 和明*; Pueschel, M. J.*; et al.

Proceedings of 8th IAEA Technical Meeting on Steady State Operation of Magnetic Fusion Devices (CD-ROM), 20 Pages, 2015/05

D型形状でHモード運転の標準的なトカマクは優れた閉じ込め性能を示すものの、過渡的、定常的な熱負荷の問題で大きな課題を持っている。これらを解決する方法として将来を見据えた幅ひろい考え方として形状制御を用いて熱制御を緩和する方式について講演する。

論文

Simulation study of nonlocal transport from edge to core in tokamak plasmas

矢木 雅敏; 松山 顕之; 宮戸 直亮; 滝塚 知典*

Contributions to Plasma Physics, 54(4-6), p.363 - 367, 2014/06

 パーセンタイル:100(Physics, Fluids & Plasmas)

In this work, the simulation study of nonlocal transport from edge to core in tokamak plasmas has been performed using 4-field reduced MHD model. The cylindrical particle source is applied in the plasma edge, after the steady state of resistive ballooning turbulence is attained. After a short time, the source is switched off and the plasma response is investigated. It is found that applying the particle source induces (0,0) and (1,0) modes of density fluctuations, where ($$m,n$$) indicates the set of poloidal mode number $$m$$ and the toroidal mode number n. These modes interact with each other by the nonlinear and/or toroidal couplings. The convective cell mode such as (1,0) mode is attributed to the nonlocal transport instead of the long-range fluctuation such as (1,1) mode excited by the turbulence. The simulation result indicates that two-dimensional transport in the poloidal plane plays a key role to describe the nonlocal transport.

論文

Development of the backflow model for simplified impurity exhaust in Monte-Carlo calculation

星野 一生; 清水 勝宏; 川島 寿人; 滝塚 知典*; 仲野 友英; 井手 俊介

Contributions to Plasma Physics, 54(4-6), p.404 - 408, 2014/06

 被引用回数:12 パーセンタイル:28.31(Physics, Fluids & Plasmas)

ダイバータプラズマシミュレーションにおいて不純物ガス輸送をモンテカルロ法で扱う場合、サブダイバータ領域における時定数が長いため、シミュレーションの収束に必要な計算時間が増加することが問題となる。そこで、サブダイバータからダイバータへの逆流量を事前に求めガスパフソースとして扱うことで、サブダイバータ領域における計算を省略することのできる逆流モデルを開発し、計算時間を大幅に短縮させた。開発したモデルを実装したダイバータコードSONICを用いて、JT-60SAの完全非誘導電流駆動シナリオの成立性について調べた。Arガスパフを行うことで、電子サイクロトロン電流駆動に必要な低密度(スクレイプオフ層の赤道面で1.2$$times$$10$$^{19}$$m$$^{-3}$$)と低ダイバータ熱負荷(10MW/m$$^2$$)が両立でき、完全非誘導電流駆動シナリオが成立することを示した。

論文

Integrated simulation study of ELM pacing by pellet injection in ITER

林 伸彦; 相羽 信行; 滝塚 知典*; 大山 直幸

Contributions to Plasma Physics, 54(4-6), p.599 - 604, 2014/06

 パーセンタイル:100(Physics, Fluids & Plasmas)

Simulations with an integrated code TOPICS-IB showed that a small pellet can significantly reduce the ELM energy loss by penetrating deeply into the pedestal and triggering high-n ballooning modes localized near the pedestal top, with conditions; the injection from the low-field-side with a speed fast enough to approach the pedestal top when the pedestal pressure is about 95 % of natural ELM onset. The effectiveness of the above suitable conditions of pellet injection for ELM pacing has been confirmed by JT-60U and then ITER simulations. The pellet particle content required for ELM pacing is larger for the pedestal plasma with higher density and farther from the stability boundary of ideal ballooning mode near the pedestal top. For an ITER standard scenario, the required pellet particle content is about a few % of pedestal particle content, which gives the physics background to the present design value. Simulations also shows that fueling pellets can be injected from the high-field-side just after ELM pacing pellets without disturbing the pacing.

論文

Simple and fast Poisson solver with arbitrary boundary shape and condition for PIC simulation

滝塚 知典*; 東 修平*; 福山 淳*; 清水 勝宏

Contributions to Plasma Physics, 54(4-6), p.388 - 393, 2014/06

 パーセンタイル:100(Physics, Fluids & Plasmas)

Particle-in-cell(PIC)粒子シミュレーションは核融合装置における境界プラズマの物理を理解するための強力な手法である。長方形容器中の直交格子を扱うPoissonソルバーは非常に高速であるが、複雑なダイバータ配位のシミュレーションには簡単には適用できない。この論文では、PICシミュレーションのための任意境界形状と条件を取り扱える単純で高速のPoissonソルバーを提案する。このソルバーでは境界点が重要であり、その点上で電荷密度が適切に与えられ、境界条件が満たされる。開放系の粒子シミュレーションでは、時間ステップ内に粒子が自由に運動しているか境界壁に当たるかを識別する必要がある。PICシミュレーションで粒子位置が境界を越えたかどうかを判別する新手法も提案する。

論文

Kinetic modelling of divertor fluxes during ELMs in ITER

細川 哲成*; Loarte, A.*; Huijsmans, G.*; 滝塚 知典*; 林 伸彦

Europhysics Conference Abstracts (Internet), 38F, p.P5.003_1 - P5.003_4, 2014/06

The Type I ELMy H-mode is the reference inductive operation for ITER, but the periodic ELM power loads on plasma facing components need to be understood and controlled. Understanding of the mechanisms of ELM particle and heat loads is required: electron/ion contributions, in/out asymmetry and timescale of ELM heat fluxes. Modelling of typical edge plasma conditions during ITER ELMs has been carried out with PARASOL (PARticle Advanced code for SOL and divertor plasmas) code, which has been developed in JAEA. Simulations show that ions carry larger heat flux than electrons for large ELM particle loss, whereas ions and electrons deposit comparable heat flux for small ELM particle loss. The total energy loss to the two divertors is similar for the two divertors for ELM energy loss larger than 10 MJ independent inter-ELM divertor conditions. Even though inner peak heat flux is larger than outer one in some cases, inner time-integrated heat load is smaller than outer one. This is due to strong current flow in SOL during ELM.

論文

Divertor study on DEMO reactor

星野 一生; 朝倉 伸幸; 清水 勝宏; 徳永 晋介; 滝塚 知典*; 染谷 洋二; 中村 誠; 宇藤 裕康; 坂本 宜照; 飛田 健次

Plasma and Fusion Research (Internet), 9(Sp.2), p.3403070_1 - 3403070_8, 2014/06

核融合原型炉設計において、ダイバータにおける膨大な熱の制御は最も重要な課題の一つである。そのような課題解決に向けたSONICコードを用いたシミュレーション研究の進展について報告する。コード開発の面では、原型炉ダイバータシミュレーションのためにSONICコードの改良を進めると共に、国際核融合エネルギー研究センターに設置されている大型計算機に最適化することで効率よく設計研究を進めるが可能となった。改良されたSONICを用いた原型炉ダイバータの解析では、(1)原子番号の大きな希ガス不純物を用いることでダイバータ熱負荷を低減できるが、上流での放射パワーが大きくなりダイバータにおける不純物遮蔽性能の向上と炉心プラズマ性能との整合性が今後の課題となること、(2)ダイバータレッグを長くすることでダイバータ熱負荷の低減が可能であり、磁場配位を含めダイバータ形状最適化の余地があること、等が明らかになった。

論文

Simulation study on nonlocal transport for peripheral density source

矢木 雅敏; 宮戸 直亮; 松山 顕之; 滝塚 知典*

Plasma and Fusion Research (Internet), 9, p.3403030_1 - 3403030_4, 2014/04

The nonlocal transport for peripheral density source is investigated by using 4-field reduced MHD model. The spherical particle source with a small diameter is applied in the plasma edge region, just after the quasi-steady state of resistive ballooning turbulence is attained. Then, the plasma transport is observed. The nonlocal transport appears at the location far from the edge source region. It is found that applying the particle source induces (0,0) and (1,0) modes of density fluctuations as well as (2,1), (3,1) modes, where ($$m$$,$$n$$) indicates the set of poloidal mode number m and the toroidal mode number $$n$$. (0,0) and (1,0) modes dominantly interact with each other by the convective nonlinearity and/or toroidal couplings. The formation of the spiral structure with poloidal rotation is observed, which makes a connection with core and edge regions.

論文

Negative triangularity as a possible tokamak scenario

菊池 満; 滝塚 知典*; 古川 勝*

JPS Conference Proceedings (Internet), 1, p.015014_1 - 015014_4, 2014/03

近年、Goldston教授が明らかにしたSOL熱流幅の比例則はITERや原型炉の熱制御に対して厳しい予測を与える。これは、近年滝塚によって調べられたSOL流の加速機構によってもたらされていると考えられる。この加速機構は逆D形状にすることによって大幅に低減できると予想される。逆D形状プラズマはトロイダルTEMの固有関数構造が強くねじれ、旦流輸送が減ることも予想されることからスイスのTCVトカマクではLモードでもLモードの2倍の閉じ込めを得ている。これらを踏まえ逆D配位の炉への適用可能性について講演する。

論文

A Simulation study of large power handling in the divertor for a Demo reactor

朝倉 伸幸; 清水 勝宏; 星野 一生; 飛田 健次; 徳永 晋介; 滝塚 知典*

Nuclear Fusion, 53(12), p.123013_1 - 123013_15, 2013/12

 被引用回数:26 パーセンタイル:11.47(Physics, Fluids & Plasmas)

原型炉(核融合出力3GWクラス、排出熱パワーは500MW)におけるダイバータによる熱処理シナリオについて、SONICシミュレーションコードを改良し、検討を進めた。3種の不純物ガス入射により放射損失パワーを増加する手法の検討では、価数の高い不純物ほど、主プラズマ周辺部の放射損失を増加でき非接触ダイバータを発生しやすい一方、主プラズマ内での放射損失や燃料希釈が大きくなることを、不純物輸送過程を考慮し定量的に評価した。ダイバータの深さを長くした設計の検討を行い、放射損失をダイバータ部で増加できプラズマの低温化を効率よくできる一方、中性粒子からのエネルギーがストライク点に集中する可能性を指摘した。拡散係数を増加することにより、ピーク熱負荷が最も低い完全非接触ダイバータが得られることがわかり、原型炉における拡散係数の予測とその増加手法がダイバータ制御に重要であることを明らかにした。

論文

Reduction of ELM energy loss by pellet injection for ELM pacing

林 伸彦; 相羽 信行; 滝塚 知典*; 大山 直幸

Nuclear Fusion, 53(12), p.123009_1 - 123009_10, 2013/12

 被引用回数:4 パーセンタイル:72.63(Physics, Fluids & Plasmas)

The reduction of ELM energy loss by pellet injection for ELM pacing has been studied by an integrated code TOPICS-IB. It is found that the energy loss can be siginificantly reduced by a small pellet injected from the low-field-side (LFS) with a speed fast enough to approach the pedestal top, which penetrates deeply into pedestal and triggers high-n ballooning modes with localized eigenfunctions near pedestal top, where n is the toroidal mode number. On the other hand, a small pellet injected from high-field-side triggers lower-n modes with wide eigenfunctions before the pellet penetrates deeply into pedestal, resulting in a large energy loss. The dependence of energy loss on pellet injection timing in one cycle of natural ELMs is studied. Early injection reduces energy loss because high magnetic shear prevents onset of lower-n modes, but leads to reduction of target pedestal pressure and enlargement of pellet size to trigger ELM. On the other hand, late injection induces a large energy loss comparable to a natural ELM. Therefore, LFS pellet injection to pedestal plasma equivalent to that at middle timing in a natural ELM cycle is found to be suitable for ELM pacing. With these suitable conditions, ELM pacing with reduced energy loss is successfully demonstrated in simulations, in which core density increase due to additional particle fueling by pacing pellet can be compensated by reducing gas puff and enhancing divertor pumping.

論文

Effect of resistivity profile on current decay time of initial phase of current quench in neon-gas-puff inducing disruptions of JT-60U

河上 翔*; 柴田 欣秀; 渡邊 清政*; 大野 哲靖*; 諫山 明彦; 滝塚 知典*; 河野 康則; 岡本 征晃*

Physics of Plasmas, 20(11), p.112507_1 - 112507_6, 2013/11

 被引用回数:2 パーセンタイル:86.48(Physics, Fluids & Plasmas)

JT-60Uでは、ネオンガスパフディスラプションの電流クエンチの初期フェイズにおけるプラズマ電流減衰時間は、内部インダクタンスの増加率によって大きく影響されることが分かっていた。このフェイズにおいて内部インダクタンスが増加する理由を調べるために、電子温度(抵抗率)分布と電流密度分布の時間変化に着目し、数値計算を実施した。その結果、内部インダクタンスが増加する理由を解明した。電流クエンチ開始直後の電流密度分布は、数値計算で得られる定常状態での電流密度分布より広い分布をしており、電流密度分布はその後中心ピークした形へ変化していき、それに伴い内部インダクタンスが増加することを明らかにした。

論文

Hydrogen isotope effects on ITG scale length, pedestal and confinement in JT-60 H-mode plasmas

浦野 創; 滝塚 知典*; 相羽 信行; 菊池 満; 仲野 友英; 藤田 隆明; 大山 直幸; 鎌田 裕; 林 伸彦; JT-60チーム

Nuclear Fusion, 53(8), p.083003_1 - 083003_8, 2013/08

 被引用回数:15 パーセンタイル:26.34(Physics, Fluids & Plasmas)

JT-60Uにおいて軽水素・重水素Hモードプラズマのエネルギー閉じ込め特性を調べた。重水素のエネルギー閉じ込め時間は軽水素のそれより約1.2-1.3倍長いことがわかった。プラズマ熱エネルギーを一定にした比較を行った場合、密度・温度分布が両者で一致したが、一方で軽水素時には高パワー入力を要した。そのときの軽水素のイオンの熱伝導流束は重水素時の約2倍であった。したがって、軽水素のイオン熱拡散係数も同様に約2倍に増加した。重水素のイオン温度勾配特性長は軽水素時と比較して約1.2倍程度短くなることを示した。また、ペデスタル圧力は水素同位体種によらず全ポロイダルベータによって決まることを示した。コア部の温度分布はペデスタル温度が境界条件となって決まり、一方でペデスタル圧力は全ポロイダルベータで決まるため、重水素時の短いITGスケール長によるコア部の高温化がコア部及びペデスタル部を含めた全領域での閉じ込め改善を引き起こしていることを示した。

論文

Development of the transport-code framework for self-consistent predictions of rotation and the radial electric field

本多 充; 井手 俊介; 滝塚 知典*; 林 伸彦; 吉田 麻衣子; 矢木 雅敏; 藤田 隆明

Nuclear Fusion, 53(7), p.073050_1 - 073050_11, 2013/07

 被引用回数:14 パーセンタイル:28.64(Physics, Fluids & Plasmas)

A toroidal momentum solver has been modeled and integrated into the 1.5D integrated transport code TOPICS. A scheme that can uniquely determine the radial electric field $$E_r$$ without an iterative calculation has been developed. It is also used to compute the parallel and toroidal flows for each species based on the neoclassical transport theory. The combination of TOPICS and the orbit-following Monte Carlo code OFMC enables us to self-consistently predict the evolution of not only the density, temperature and safety factor but also the toroidal momentum, following $$E_r$$. The framework developed has been tested against JT-60U experiments and showed the predictive capability of toroidal rotation. Rapid toroidal rotation can be hardly expected in ITER if it is solely driven by neutral beam injection, whereas the residual stress may potentially generate the torque comparable to or greater than that by neutral beams.

論文

Turbulence analyses of improved electron energy confinement in H-mode plasmas with gyrokinetic calculations

成田 絵美; 本多 充; 林 伸彦; 滝塚 知典*; 井手 俊介; 伊丹 潔; 諫山 明彦; 福田 武司*

Plasma and Fusion Research (Internet), 8, p.1403082_1 - 1403082_8, 2013/06

In burning plasmas, the electron temperature $$T_mathrm{e}$$ is expected to exceed the ion temperature $$T_mathrm{i}$$ because of the alpha heating. The transport simulations showed that an increase in $$T_mathrm{e}/T_mathrm{i}$$ degrades the confinement. However in the International Global H-mode Confinement Database, there are data that have the $$H_mathrm{H}$$ factor exceeding unity in the $$T_mathrm{e}>T_mathrm{i}$$ region. This high $$H_mathrm{H}$$ can be attributed mainly to the improved electron confinement. The conditions required for the improvement have been investigated with the local flux-tube gyrokinetic code GS2. When the ion temperature gradient length is shorter than the electron one, ion temperature gradient (ITG) mode is dominant, whereas trapped electron mode (TEM) is stabilized. Under this situation, the electron heat diffusivity is suppressed. In addition, an increase in the magnetic shear also decreases the electron heat transport in the positive shear range.

論文

Resonant magnetic perturbation for ELM suppression with helical ferritic steel inserts in tokamak DEMO reactor

滝塚 知典*; 大山 直幸; 福田 武司*

Fusion Science and Technology, 63(1T), p.64 - 69, 2013/05

 被引用回数:1 パーセンタイル:84.29(Nuclear Science & Technology)

トカマク核融合炉のHモード運転において、ダイバータ板の損耗を増やすELMを除去することが必要である。これまでの実験で、分割コイルを用いて作った共鳴磁場摂動(RMP)によりELMを抑制することができた。しかし中性子束の大きいDEMO炉では、第一壁近傍にコイルを設置することは難しい。ここでわれわれは、トカマクDEMO炉に、コイルを置かず、フェライト鋼をヘリカル状に配置することでRMPを作る革新的方法を提案する。ヘリカル状のフェライト鋼設置(FSI)により、軸対称トロイダル磁場から自然にヘリカル摂動磁場が形成される。DEMO炉のプラズマペデスタル領域において、トロイダル磁場強度の数10$$^{-4}$$程度の摂動磁場振幅が容易に得られる。これはRMPによるELM抑制に十分な大きさである。

論文

Reduction of ELM energy loss by pellet injection for ELM pacing

林 伸彦; 相羽 信行; 滝塚 知典*; 大山 直幸

Proceedings of 24th IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2012) (CD-ROM), 8 Pages, 2013/03

The reduction of ELM energy loss by the pellet injection for ELM pacing has been studied by an integrated code TOPICS-IB. It is found that the energy loss can be reduced by a small pellet injected from the low-field-side (LFS), which penetrates deeply into the pedestal and triggers high-n ballooning modes with localized eigenfunctions near the pedestal top, where n is the toroidal mode number. On the other hand, a small pellet injected from the high-field-side triggers lower-n modes with wide eigenfunctions before the pellet penetrates deeply into the pedestal, resulting in a large energy loss. The dependence of energy loss on the pellet injection timing in one cycle of natural ELM is studied. Early injection reduces the energy loss because the high magnetic shear prevents the onset of lower-n modes, but leads to the reduction of target pedestal pressure and the enlargement of pellet size to trigger the ELM. On the other hand, the late injection induces a large energy loss comparable to the natural ELM. Therefore, the LFS pellet injection to the pedestal plasma equivalent to that at the middle timing in the natural ELM cycle is found to be suitable for ELM pacing. With these suitable conditions, the ELM pacing with the reduced energy loss is successfully demonstrated in simulations, in which the core density increase due to additional particle fueling by the pacing pellet can be compensated by reducing the gas puff and enhancing the divertor pumping.

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