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論文

In-vessel coils for magnetic error field correction in JT-60SA

松永 剛; 武智 学; 櫻井 真治; 鈴木 康浩*; 井手 俊介; 浦野 創

Fusion Engineering and Design, 98-99, p.1113 - 1117, 2015/10

 被引用回数:9 パーセンタイル:24.84(Nuclear Science & Technology)

JT-60SA is designed and under construction as fully superconducting tokamak under a combined project of the ITER satellite tokamak program of EU-JA (Broader Approach Activities) and the Japanese national program. One of the main purposes of JT-60SA is the steady-state high-beta operation above the ideal no-wall beta limit. To achieve this, we have designed in-vessel coils, thus error filed correction coils (EFCCs) for a correction of magnetic error fields that affect plasma initiation and induce magnetic island locking. We will report the design of the EFCC in JT-60SA from an engineering and a physics points of view.

論文

Integrated modelling of toroidal rotation with the 3D non-local drift-kinetic code and boundary models for JT-60U analyses and predictive simulations

本多 充; 佐竹 真介*; 鈴木 康浩*; 吉田 麻衣子; 林 伸彦; 神谷 健作; 松山 顕之; 篠原 孝司; 松永 剛; 仲田 資季; et al.

Nuclear Fusion, 55(7), p.073033_1 - 073033_11, 2015/07

 被引用回数:5 パーセンタイル:65.51(Physics, Fluids & Plasmas)

The integrated simulation framework for toroidal momentum transport is developed, which self-consistently calculates the neoclassical toroidal viscosity (NTV), the radial electric field $$E_r$$ and the resultant toroidal rotation $$V_phi$$ together with the scrape-off-layer(SOL)-physics based boundary model. The coupling of three codes, the 1.5D transport code, TOPICS, the 3D equilibrium code, VMEC and the 3D $$delta f$$ drift-kinetic equation solver, FORTEC-3D, makes it possible to calculate the NTV due to the non-axisymmetric perturbed magnetic field caused by toroidal field coils. Analyses reveal that the NTV significantly influences $$V_phi$$ in JT-60U and $$E_r$$ holds the key to determine the NTV profile. The sensitivity of the $$V_phi$$ profile to the boundary rotation necessitates a boundary condition modelling for toroidal momentum. Owing to the high-resolution measurement system in JT-60U, the $$E_r$$ gradient is found to be virtually zero at the separatrix regardless of toroidal rotation velocities. Focusing on $$E_r$$, the boundary model of toroidal momentum is developed in conjunction with the SOL/divertor plasma code D5PM. This modelling realizes self-consistent predictive simulations for operation scenario development in ITER.

論文

Experimental analyses and predictive simulations of toroidal rotation driven by the neoclassical toroidal viscosity in rippled tokamaks

本多 充; 佐竹 真介*; 鈴木 康浩*; 松永 剛; 篠原 孝司; 吉田 麻衣子; 松山 顕之; 井手 俊介; 浦野 創

Nuclear Fusion, 54(11), p.114005_1 - 114005_14, 2014/11

 被引用回数:10 パーセンタイル:43.27(Physics, Fluids & Plasmas)

A cooperation framework for analyses and predictions of the neoclassical toroidal viscosity (NTV) and the resultant toroidal flow is developed among the TOPICS, VMEC and FORTEC-3D codes. With the real geometry in JT-60U taken into account, it is found that the NTV is one of the cardinal torque sources especially in the edge region irrespective of the insertion of the ferritic steel tiles (FSTs) that reduce the toroidal field ripple amplitude and it is essential to numerically reproduce the measured toroidal rotation profile in the edge. The up-down asymmetric component of the NTV is damped due to the FSTs and the NTV profile correlates with the profile of the radial electric field $$E_r$$. Predictive simulations for JT-60SA H-mode scenarios are also performed to investigate the effects of the NTV on toroidal rotation. The NTV reversal is observed in the pedestal region where the steep pressure gradient is formed, due to the dependence of the NTV on $$E_r$$.

論文

Integrated modeling of toroidal rotation with the 3D non-local drift-kinetic code and boundary models for JT-60U analyses and predictive simulations

本多 充; 佐竹 真介*; 鈴木 康浩*; 吉田 麻衣子; 林 伸彦; 神谷 健作; 松山 顕之; 篠原 孝司; 松永 剛; 仲田 資季; et al.

Proceedings of 25th IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2014) (CD-ROM), 8 Pages, 2014/10

The integrated framework for toroidal momentum transport is developed, which self-consistently calculates the neoclassical toroidal viscosity (NTV), the radial electric field $$E_r$$ and resultant toroidal rotation together with the scrape-off-layer (SOL) physics-based boundary model. The coupling of three codes, TOPICS, VMEC and FORTEC-3D, can calculate rotation caused by the NTV due to the non-axisymmetric perturbed magnetic field caused by toroidal field coils. It is found that the NTV influences toroidal rotation in JT-60U and $$E_r$$ holds the key to determine the NTV profile. The sensitivity of the toroidal rotation profile to the boundary rotation necessitates the boundary condition modeling. From the measurement in JT-60U, the $$E_r$$ gradient is found to be insensitive at the separatrix. Focusing on $$E_r$$, the boundary model of toroidal momentum is developed in conjunction with the SOL/divertor plasma code. This modeling realizes self-consistent predictive simulations for operation scenario development in ITER.

論文

Simulations of toroidal rotation driven by the neoclassical toroidal viscosity in tokamaks

本多 充; 佐竹 真介*; 鈴木 康浩*; 松永 剛; 井手 俊介; 吉田 麻衣子; 林 伸彦

Europhysics Conference Abstracts (Internet), 37D, p.P1.182_1 - P1.182_4, 2013/07

For simulations of toroidal rotation with the neoclassical toroidal viscosity (NTV) included, the framework of the collaborative execution of the integrated code TOPICS with the 3D equilibrium code VMEC and the 3D neoclassical transport code FORTEC-3D has been developed. In tokamaks, toroidally-asymmetric components of the magnetic field exist and they produce the neoclassical toroidal viscosity. The neoclassical toroidal viscosity damps or sometimes accelerates toroidal rotation towards a certain rotation level, called the offset rotation. The contribution of the neoclassical toroidal viscosity to toroidal rotation has been investigated in JT-60SA plasmas. The simulations show that even the smaller ripple amplitude produces a non-negligible amount of the NTV torque that is almost comparable to the NBI torque.

論文

フローパターンが見出す3次元MHD平衡のプラズマ境界

居田 克巳; 神谷 健作; 鈴木 康浩*

プラズマ・核融合学会誌, 89(5), p.319 - 327, 2013/05

LHDにおける荷電交換分光計測による周辺径電場計測に基づく最外殻磁気面位置(LCFS)の新しい決定手法について解説する。われわれは、周辺電場シアーの極大値位置が真空磁場のLCFSと近い位置付近に常に存在することを1%以下の低ベータプラズマで観測した。そこで、電場シアーの極大値位置が実効的なLCFS位置に対応するという仮説を立て、それを実証するために、広範囲のパラメータスキャン実験を実施し、ベータの上昇とともに電場シアーの極大値位置の外側へのシフトを確認し、約3%までの高ベータプラズマでも本手法が適用可能であることを見いだした。これは、LCFS近傍における開いた磁気面では電子損失によって正電場構造が形成されているためと考えられる。3次元MHD平衡計算による磁力線の連結長との比較についても言及する。

論文

Characterization of edge radial electric field structures in the large helical device and their viability for determining the location of the plasma boundary

神谷 健作; 居田 克巳*; 吉沼 幹朗*; 鈴木 千尋*; 鈴木 康浩*; 横山 雅之*; LHD実験グループ*

Nuclear Fusion, 53(1), p.013003_1 - 013003_9, 2013/01

 被引用回数:15 パーセンタイル:33.59(Physics, Fluids & Plasmas)

本研究ではLHDにおけるCXS計測による周辺径電場計測に基づく最外殻磁気面位置(LCFS)の新しい決定手法について提案する。われわれは周辺電場シアの最大値位置が真空磁場のLCFSから数cm外側にあることを1%以下の低ベータプラズマにて確認した。さらにパラメータスキャン実験によって、約3%程度までの高ベータプラズマでも適用可能であることを見いだした。また、3%から5%の超高ベータ領域では、有限ベータ効果に起因すると考えるLCFSの外向きシフトに飽和傾向が観測された。開いた磁気面における電子損失の観点からLCFS近傍における正電場構造が形成されていると考えられ、トムソン散乱計測による磁気軸位置及び電子系蓄積エネルギーの99%位置との比較についても言及している。

論文

中性子回折によるフェライト単相鋼のひずみ時効硬化異方性の検討

鈴木 徹也*; 山中 啓輔*; 石野 まゆ子*; 篠原 康浩*; 長井 健介*; 津留 英司*; 徐 平光

鉄と鋼, 98(6), p.262 - 266, 2012/06

The work-hardening characteristics of anisotropic tensile deformations and the corresponding residual strain changes of pre-strained ferritic steels without and with ageing treatment were investigated by using angle dispersive neutron diffraction and electron back-scattering diffraction. The plastic deformation along the pre-strained direction leads to evident work-hardening at the beginning stage, showing discontinuous yielding behavior. Comparably, the plastic deformation perpendicular to the pre-strained direction shows continuously yielding. The tensile and compressive residual strains were found in the $$<$$200$$>$$ and $$<$$110$$>$$ grains along the pre-strained direction, respectively. It is also found that the difference in various oriented grains after strain ageing become more evident along the pre-strained direction but smaller perpendicular to the pre-strained direction, revealing a higher work hardening capability in the former case than in the latter case.

論文

Monte-Carlo study based on real coordinates for perpendicularly injected high-energy ions in the LHD high-beta plasma

関 良輔*; 松本 裕*; 鈴木 康浩*; 渡邊 清政*; 濱松 清隆; 板垣 正文*

Plasma and Fusion Research (Internet), 5, p.014_1 - 014_3, 2010/06

大型ヘリカル装置における高ベータプラズマを対象に、垂直方向への中性粒子入射によって生成される高速イオンの挙動を、モンテカルロ法によるクーロン衝突を模擬するドリフト軌道追跡法を用いて研究を行った。従来の数値解析では最外郭磁気面の外側での軌道追跡が行えないため、イオンが最外郭磁気面を横切るときにイオンは損失すると仮定していた。本研究では、最外郭磁気面の外側での軌道追跡を可能にし真空容器壁に到達したときにイオンが損失するとした。その結果、プラズマ領域から最外郭磁気面を横切って真空領域に出たイオンの中で、再び最外郭磁気面を横切ってプラズマ領域に戻るイオンの割合が大きく、イオンの閉込めが大きく改善されることを示した。

論文

The JT-60 central control system

近藤 育朗; 木村 豊秋; 米川 出; 栗原 研一; 高橋 実; 相川 裕史; 細金 延幸; 芳野 隆治; 二宮 博正; 川俣 陽一; et al.

Fusion Engineering and Design, 5, p.69 - 84, 1987/00

 被引用回数:9 パーセンタイル:32.09(Nuclear Science & Technology)

JT-60の制御系は、電源、本体、計測装置など各構成設備毎の制御系全体を総括する全系制御設備とからなる。

口頭

LHDダイバータ放電におけるベータ値上昇時の実効的プラズマ境界の変化

渡邊 清政*; 鈴木 康浩*; 山口 太樹; 成原 一途*; 田中 謙治*; 徳沢 季彦*; 山田 一博*; 榊原 悟*; 森崎 智宏*; 中島 徳嘉*; et al.

no journal, , 

プラズマ境界の位置,形状の同定は、実験で得られているMHD平衡配位の同定のために重要である。しかし、対称性のないヘリカル系プラズマでは厳密な意味での磁気面は存在しない。プラズマ境界の一つの指標として、真空磁場における"OMFS(最外殻磁気面;きれいに閉じた最大の磁気面)"が用いられることがあるが、ダイバータ配位においては、ベータ値が低い場合でも"OMFS"の外のストキャスティック領域で有意なプラズマ圧力が観測されている。以上のような理由で、ヘリカルダイバータ配位プラズマにおいてベータ値が有限な場合の境界同定手法は確立していない。本論では、ダイバータ配位のヘリオトロンプラズマのコア領域のMHD平衡配位を同定する観点から、計測結果と矛盾の少ないプラズマ境界位置,形状を同定する手法を確立することを目的とし、LHD実験において実効的な「プラズマ境界」位置を電子温度,電子密度分布計測から同定し、それがベータ値の上昇とともにどのように変化するかを調べた。その結果を入れ子状の磁気面の存在を前提にしない実座標3次元MHD平衡コードHINTによる解析結果と比較して得られた結果について報告する。

口頭

Mapping of flux quantities in the high beta heliotron plasmas

渡邊 清政*; 山口 太樹; 成嶋 吉朗*; 榊原 悟*; 鈴木 康浩*; 中村 祐司*; 舟場 久芳*; 中島 徳嘉*; LHD実験グループ*

no journal, , 

環状高温プラズマにおいて、各種のプラズマパラメータを磁気面上にマッピングし、磁気面関数に変換することは、MHD不安定性特性や輸送特性等の研究を行う際に重要である。実験における厳密なMHD平衡が同定されている場合には、同定結果として得られる磁気面分布をもとにマッピングを行うことができるが、ヘリオトロンプラズマにおいては、プラズマ境界の同定が非常に困難であることから高ベータプラズマのMHD平衡の同定法は確立していない。ここで、輸送解析に必要なMHD平衡データは、磁気面形状,回転変換分布,実効ヘリカルリップル,トロイダルリップルであり、このような磁場配位の情報を知るだけであれば、厳密なMHD平衡の同定を必要としない。このような観点から、LHDにおける輸送解析として次のようなマッピング手法を提案する。(1)実座標3次元MHD平衡コードHINTを用い、無電流でベータ値,圧力分布をサーベイした平衡データベースを作成する。(2)電子温度分布計測データに最もよく一致する平衡データを選び、回転変換分布以外の磁場配位の情報を輸送解析に用いる。(3)輸送解析に必要な回転変換分布としては、MSEによる計測データ又は理論予測データを用いる。

口頭

VDE-Free小型トカマク装置の設計・製作

畠山 昭一*; 筒井 広明*; 飯尾 俊二*; 嶋田 隆一*; 柴田 欣秀; 大野 哲靖*; 秋山 毅志*; 鈴木 康浩*; 渡邊 清政*

no journal, , 

縦長断面トカマクは閉じ込めがよく高ベータ化に有利であるものの垂直方向に不安定な配位である。特にディスラプション中には垂直移動現象(VDE)が発生し、第一壁損傷の原因となる。われわれはVDE抑制のための非軸対称なサドル形状コイルを提案した。本発表では、原理実証のために設計・製作中の縦長断面な小型トカマク装置について報告する。設計ではまずトロイダル磁場のリップル低減のためにトロイダル磁場コイルの形状、配置を調整した。リップルは閉じ込めを劣化させるので、低リップル領域がプラズマの横幅を規定する。磁性体である加熱・電流駆動用の鉄芯を含んだ磁場の有限要素法解析を行った。本装置ではプラズマサイズを優先し、リップル率2%以下の領域をプラズマ生成領域とした。次にプラズマの非円形度を1.8とし、リップル率から決まる横幅と合わせて、縦長な矩形断面真空容器の寸法を決定した。垂直磁場コイルの位置は、計測ポートへのアクセスがよく、プラズマの縦長化に必要なコイル電流値を小さくするように決定した。垂直位置安定性の指標であるn-indexも計算し、位置制御性の良い円形断面プラズマでの着火電流立ち上げも成立することを確認した。

口頭

Simulations of toroidal rotation due to the neoclassical toroidal viscosity in tokamaks

本多 充; 佐竹 真介*; 鈴木 康浩*; 松永 剛; 井手 俊介; 吉田 麻衣子; 林 伸彦

no journal, , 

For simulations of toroidal rotation driven by the neoclassical toroidal viscosity (NTV), the framework of the collaborative execution of the integrated code TOPICS with the 3D equilibrium code VMEC and the 3D neoclassical transport code FORTEC-3D has been developed. In tokamaks, toroidally-asymmetric components of the magnetic field exist and they produce the NTV. The NTV damps or sometimes accelerates toroidal rotation towards a certain rotation level, called the offset rotation. The effects of the NTV on toroidal rotation has been investigated in JT-60SA plasmas. The simulations show that even the smaller ripple amplitude produces a non-negligible amount of the NTV torque that is almost comparable to the NBI torque and significantly alters the resultant toroidal rotation profiles.

口頭

Experimental analyses and predictive simulations of toroidal rotation driven by the neoclassical toroidal viscosity in tokamaks

本多 充; 佐竹 真介*; 鈴木 康浩*; 松永 剛; 篠原 孝司; 井手 俊介; 吉田 麻衣子; 浦野 創; 林 伸彦

no journal, , 

For simulations of toroidal rotation driven by the neoclassical toroidal viscosity (NTV), the framework of the collaborative execution of the integrated code TOPICS with the 3D equilibrium code VMEC and the 3D neoclassical transport code FORTEC-3D has been developed and improved. In tokamaks, toroidally-asymmetric components of the magnetic field exist and they produce the NTV, which generally slows down toroidal rotation. In JT-60SA H-mode plasmas, somewhat significant impact of the NTV on toroidal rotation is observed and the reversal of the NTV due to the change in the sign of the radial electric field $$E_r$$ is found in the pedestal. Our framework has been applied to JT-60U analyses. The NTV scales as the perturbed magnetic field strength and the peak of the NTV coincides with the location where $$E_r=0$$. The NTV torque is found to be imperative for explaining edge rotation.

口頭

JT-60SAにおける誤差磁場および補正コイルとその応用

松永 剛; 鈴木 康浩*; 武智 学; 櫻井 真治; 井手 俊介; 浦野 創; JT-60SAチーム

no journal, , 

JT-60SAでは、超伝導コイル群の製作/据付精度に起因する誤差磁場や、NB入射装置の磁気シールドなどによる誤差磁場が数ガウス程度予想されている。これらの誤差磁場はプラズマ着火やMHD安定性に影響することが考えられるため、誤差磁場解析および磁力線追跡などの定量的な評価および誤差磁場補正コイルの設計を現在進めている。同時に誤差磁場補正コイルによる共鳴磁場摂動(RMP)によるELM制御もその応用として検討している。本講演ではこれらの詳細について紹介する。

口頭

JT-60Uにおける新古典トロイダル粘性の影響

本多 充; 佐竹 真介*; 鈴木 康浩*; 松永 剛; 篠原 孝司; 吉田 麻衣子; 浦野 創; 井手 俊介; 林 伸彦

no journal, , 

For simulations of toroidal rotation driven by the neoclassical toroidal viscosity (NTV), the cooperation framework among the integrated transport code TOPICS, the 3D equilibrium code VMEC and the 3D neoclassical transport code FORTEC-3D has been developed. In tokamaks, the toroidally-asymmetric magnetic field perturbatively exist and give rise to the NTV torque, which generally slows down toroidal rotation to. Our framework has been applied to analyses of JT-60U plasmas, which had had large toroidal-field (TF) ripple amplitude due to circular TF coils and the amplitude was reduced by half after ferritic insertion. It has been found that the NTV scales as the perturbed field strength and the NTV peak coincides with the location where $$E_r=0$$. We have better agreement between measurements and simulations in terms of toroidal rotation compared to the cases without the NTV. The results indicate that the NTV torque takes part in one of the key physics that can explain edge rotation.

口頭

Experimental analyses of toroidal rotation driven by the neoclassical toroidal viscosity in rippled tokamaks

本多 充; 佐竹 真介*; 鈴木 康浩*; 松永 剛; 篠原 孝司; 吉田 麻衣子; 松山 顕之; 井手 俊介; 浦野 創

no journal, , 

A cooperation framework for analyses and predictions of the neoclassical toroidal viscosity (NTV) and the resultant toroidal flow is developed among the TOPICS, VMEC and FORTEC-3D codes. With the real geometry in JT-60U taken into account, it is found that the NTV is one of the cardinal torque sources especially in the edge region irrespective of the insertion of the ferritic steel tiles (FSTs) that reduce the toroidal field ripple amplitude and it is essential to numerically reproduce the measured toroidal rotation profile in the edge. The up-down asymmetric component of the NTV is damped due to the FSTs and the NTV profile correlates with the profile of the radial electric field.

口頭

Experimental analyses of toroidal rotation driven by the neoclassical toroidal viscosity in JT-60U

本多 充; 佐竹 真介*; 鈴木 康浩*; 松永 剛; 篠原 孝司; 吉田 麻衣子; 松山 顕之; 井手 俊介; 浦野 創

no journal, , 

A cooperation framework for analyses and predictions of the neoclassical toroidal viscosity (NTV) and the resultant toroidal flow is developed among the TOPICS, VMEC and FORTEC-3D codes. With the real geometry in JT-60U taken into account, it is found in JT-60U that the NTV is one of the cardinal torque sources especially in the edge region irrespective of the insertion of the ferritic steel tiles (FSTs) that reduce the toroidal field ripple amplitude and it is essential to numerically reproduce the measured toroidal rotation profile in the edge. The up-down asymmetric component of the NTV is damped due to the FSTs and the NTV profile correlates with the profile of the radial electric field.

口頭

JT-60U解析と予測シミュレーションのための3次元非局所ドリフト運動論コードと境界条件モデルを用いたトロイダル回転モデリング

本多 充; 佐竹 真介*; 鈴木 康浩*; 吉田 麻衣子; 林 伸彦; 神谷 健作; 松山 顕之; 篠原 孝司; 松永 剛; 仲田 資季; et al.

no journal, , 

トカマクの性能予測に向け、新古典トロイダル粘性(NTV), 径電場,トロイダル回転を自己無撞着に計算でき、スクレイプオフ層プラズマの物理も踏まえた境界条件モデルを組み合わせた、トロイダル運動量輸送のための統合フレームワークを構築した。1.5次元輸送・平衡コードTOPICS, 3次元平衡コードVMEC, 新古典輸送コードFORTEC-3Dを組み合わせることで現実的な非軸対称磁場によるNTVを計算できる。NTVは径電場に敏感であり、径電場に大きな影響を与えるトロイダル回転の境界条件モデリングが必須であるため、JT-60Uの径電場観測結果を踏まえた境界条件モデルを構築した。この統合フレームワークによってJT-60Uのトロイダル回転分布をよく再現することができた。またJT-60SAのトロイダル回転分布予測計算を行った。

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