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論文

Development of advanced inductive scenarios for ITER

Luce, T. C.*; Challis, C. D.*; 井手 俊介; Joffrin, E.*; 鎌田 裕; Politzer, P. A.*; Schweinzer, J.*; Sips, A. C. C.*; Stober, J.*; Giruzzi, G.*; et al.

Nuclear Fusion, 54(1), p.013015_1 - 013015_15, 2013/12

 被引用回数:14 パーセンタイル:23.25(Physics, Fluids & Plasmas)

The ITPA IOS group has coordinated experimental and modeling activity on the development of advanced inductive scenarios for applications in the ITER tokamak. This report documents the present status of the physics basis and the prospects for applications in ITER. The key findings are: (1) inductive scenarios capable of higher $$beta_{rm N} ge 2.4$$ than the ITER baseline scenario ($$beta_{rm N} = 1.8$$) with normalized confinement at or above the standard H-mode scaling have been established under stationary conditions on the four largest diverted tokamaks (AUG, DIII-D, JET, JT-60U) in a broad range in $$q_{rm 95}$$ and density; (2) MHD modes can play a key role in reaching stationary high performance, but also define the stability and confinement limits; (3) the experiments have yielded clearer measurements of the normalized gyroradius scalin; and (4) coordinated modeling activity supports the present research by clarifying the most significant uncertainties in the projections to ITER.

論文

Experimental investigation and validation of neutral beam current drive for ITER through ITPA joint experiments

鈴木 隆博; Akers, R.*; Gates, D. A.*; G$"u$nter, S.*; Heidbrink, W. W.*; Hobirk, J.*; Luce, T. C.*; 村上 和功*; Park, J. M.*; Turnyanskiy, M.*; et al.

Nuclear Fusion, 51(8), p.083020_1 - 083020_8, 2011/08

 被引用回数:15 パーセンタイル:32.91(Physics, Fluids & Plasmas)

国際トカマク物理活動(ITPA)の下で、世界の主要な4つのトカマク装置(AUG(独国), DIII-D(米国), JT-60U(日本)、及びMAST(英国))において周辺部中性粒子ビーム(NB)駆動電流分布を測定し理論を検証するための国際装置間比較実験を実施した。さまざまな装置での実験を行い、プラズマ電流0.6-1.2MA,トロイダル磁場0.3-3.7T, NBの加速エネルギー67-350keVと広いダイナミックレンジの実験条件に渡ってNB駆動電流分布(あるいは全電流分布のNBCDによる変化)を測定し、NB駆動電流とその空間分布の測定結果は、比較的小さい高速イオンの拡散係数(0-0.5m$$^2$$/s)を仮定した理論計算で説明できることがわかった。また、AUG及びDIII-Dの結果によると、低い加熱パワーのときにはNB駆動電流分布は高速イオンの拡散係数として0m$$^2$$/sを仮定した理論計算で説明できる一方で、高い加熱パワー(AUGでは5MW、DIII-Dでは7.2MW)の時には0.3-0.5m$$^2$$/s程度の拡散係数を仮定した理論計算が最もよく実験と合致するとの結果を得た。背景プラズマ乱流による高速イオンの散乱とそれによる再分配と考えられる。測定したNB駆動電流と$$D$$$$_{rm b}$$=0を仮定した計算との比について、高速イオンの静電的乱流輸送の指標である$$E$$$$_{rm b}$$/$$T$$$$_{rm e}$$及び電磁的乱流輸送の指標であるトロイダル$$beta$$値への依存性を調べ、ITERの周辺部NB電流駆動について議論する。

論文

Current ramps in tokamaks; From present experiments to ITER scenarios

Imbeaux, F.*; Citrin, J.*; Hobirk, J.*; Hogeweij, G. M. D.*; K$"o$chl, F.*; Leonov, V. M.*; 宮本 斉児; 中村 幸治*; Parail, V.*; Pereverzev, G. V.*; et al.

Nuclear Fusion, 51(8), p.083026_1 - 083026_11, 2011/08

 被引用回数:30 パーセンタイル:14.1(Physics, Fluids & Plasmas)

In order to prepare adequate current ramp-up and ramp-down scenarios for ITER, present experiments from various tokamaks have been analysed by means of integrated modelling in view of determining relevant heat transport models for these operation phases. A set of empirical heat transport models for L-mode has been validated on a multi-machine experimental dataset for predicting the $$l_i$$ dynamics within $$pm$$0.15 accuracy during current ramp-up and ramp-down phases. The most accurate heat transport models are then applied to projections to ITER current ramp-up, focusing on the baseline inductive scenario (main heating plateau current of $$I_p = 15$$ MA). These projections include a sensitivity study to various assumptions of the simulation. While the heat transport model is at the heart of such simulations, more comprehensive simulations are required to test all operational aspects of the current ramp-up and ramp-down phases of ITER scenarios. Recent examples of such simulations, involving coupled core transport codes, free-boundary equilibrium solvers and a poloidal field (PF) systems controller are also described, focusing on ITER current ramp-down.

論文

Current ramps in tokamaks; From present experiments to ITER scenarios

Imbeaux, F.*; Basiuk, V.*; Budny, R.*; Casper, T.*; Citrin, J.*; Fereira, J.*; 福山 淳*; Garcia, J.*; Gribov, Y. V.*; 林 伸彦; et al.

Proceedings of 23rd IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2010) (CD-ROM), 8 Pages, 2011/03

In order to prepare adequate current ramp-up and ramp-down scenarios for ITER, present experiments from various tokamaks have been analysed by means of integrated modelling in view of determining relevant heat transport models for these operation phases. The most accurate heat transport models are then applied to projections to ITER current ramp-up, focusing on the baseline inductive scenario (main heating plateau current of Ip = 15 MA). These projections include a sensitivity studies to various assumptions of the simulation. Recent examples of such simulations, involving coupled core transport codes, free boundary equilibrium solvers and a poloidal field (PF) systems controller are described in the second part of the paper, focusing on ITER current ramp-down.

論文

Experimental investigation and validation of neutral beam current drive for ITER through ITPA joint experiments

鈴木 隆博; Akers, R.*; Gates, D. A.*; G$"u$nter, S.*; Heidbrink, W. W.*; Hobirk, J.*; Luce, T. C.*; 村上 和功*; Park, J. M.*; Turnyanskiy, M.*; et al.

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

国際トカマク物理活動(ITPA)の下で、世界の主要な4つのトカマク装置(AUG(独国),DIII-D(米国),JT-60U(日本)、及びMAST(英国))において周辺部中性粒子ビーム(NB)駆動電流分布を測定し理論を検証するための国際装置間比較実験を実施した。さまざまな装置での実験を行い、プラズマ電流0.6-1.2MA,トロイダル磁場0.3-3.7T,NBの加速エネルギー67-350keVと広いダイナミックレンジの実験条件に渡ってNB駆動電流分布(あるいは全電流分布のNBCDによる変化)を測定し、NB駆動電流とその空間分布の測定結果は、比較的小さい高速イオンの拡散係数(0-0.5m$$^2$$/s)を仮定した理論計算で説明できることがわかった。また、AUG及びDIII-Dの結果によると、低い加熱パワーの時にはNB駆動電流分布は高速イオンの拡散係数として0m$$^2$$/sを仮定した理論計算で説明できる一方で、高い加熱パワー(AUGでは5MW、DIII-Dでは7.2MW)の時には0.3-0.5m$$^2$$/s程度の拡散係数を仮定した理論計算がもっとも良く実験と合致するとの結果を得た。背景プラズマ乱流による高速イオンの散乱とそれによる再分配と考えられる。これらの結果をまとめ、ITERの周辺部NB電流駆動について議論する。

論文

ECRH assisted plasma start-up with toroidally inclined launch; Multi-machine comparison and perspectives for ITER

Stober, J.*; Jackson, G. L.*; Ascasibar, E.*; Bae, Y.-S.*; Bucalossi, J.*; Cappa, A.*; Casper, T.*; Cho, M. H.*; Gribov, Y.*; Granucci, G.*; et al.

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

ECRH assisted plasma breakdown is foreseen with full and half magnetic field in ITER. As reported earlier, the corresponding O1- and X2-schemes have been successfully used for pre-ionisation and breakdown assist in present day devices. This contribution reports on common experiments studying the effect of toroidal inclination of the ECR beam, which is $$ge 20^circ$$ in ITER. All devices could demonstrate successful breakdown assist also for this case, although in some experiments the necessary power was almost a factor of two higher compared to perpendicular launch. Differences between the devices with regard to the required power and vertical field are discussed and analysed. In contrast to most of these experiments, ITER will build up loop voltage prior to the formation of the field null due to the strong shielding by the vessel. Possible consequences of this difference are discussed.

論文

Current ramps in tokamaks; From present experiments to ITER scenarios

Imbeaux, F.*; Basiuk, V.*; Budny, R.*; Casper, T.*; Citrin, J.*; Fereira, J.*; 福山 淳*; Garcia, J.*; Gribov, Y. V.*; 林 伸彦; et al.

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

ITERでの電流立ち上げ・立ち下げシナリオの準備に向けて、これら運転状態においてどの熱輸送モデルが適切であるかを決定するために、代表的なトカマクでの現在の実験結果を統合モデルシミュレーションにより解析した。本研究では、トカマク実験の解析結果をもとに、ITER標準誘導運転(プラズマ電流15MA)の電流立ち上げ・立ち下げシナリオでの予測を行った。統合モデルシミュレーション結果を、ASDEX Upgrade, C-Mod, DIII-D, JET, Tore Supraのオーミック加熱プラズマ及び外部加熱・電流駆動プラズマ実験データと比較することにより、さまざまな輸送モデルの検証を行った。最も実験結果の再現性の良かった幾つかのモデルを用いて、ITERの電流立ち上げ・立ち下げ段階での電子密度・電流密度プロファイルの予測を行った。電子温度プロファイルには輸送モデルによって大きな差が見られたが、最終的な電流密度プロファイルはモデル間でよく一致することがわかった。

論文

Validation of on- and off-axis neutral beam current drive against experiment in DIII-D

Park, J. M.*; 村上 和功*; Petty, C. C.*; Heidbrink, W. W.*; Osborne, T. H.*; Holcomb, C. T.*; Van Zeeland, M. A.*; Prater, R.*; Luce, T. C.*; Wade, M. R.*; et al.

Physics of Plasmas, 16(9), p.092508_1 - 092508_10, 2009/09

 被引用回数:15 パーセンタイル:39.62(Physics, Fluids & Plasmas)

DIII-Dにおいてプラズマを垂直方向に変位させることで、プラズマ周辺部(off-axis)での中性粒子ビーム電流駆動(NBCD)を実証した。モーショナルシュタルク効果計測により測定した磁力線ピッチ角の時間変化からポロイダル磁束の時間変化を評価し、小半径の半分程度にピークを持ち空間的に広がったoff-axis NBCD分布を示す結果を得た。多くの場合、測定したoff-axis NBCD分布は有限軌道効果を考慮した軌道追跡モンテカルロコードによる高速イオンの減速計算によるものと一致する。中性化した高速イオンが発するD$$alpha$$光の2次元イメージング計測によるとビームイオン密度分布は凹状になっており古典的な減速の描像と一致する。NB駆動電流の大きさはビームと磁力線のなす角と関係しており、両者のなす角が小さくなるように選ぶことでoff-axis NBCDの効率は中心部(on-axis)NBCDと同程度によくすることができる。測定したoff-axis NBCDは入射パワーとともに増加するが、高パワーにおいて測定と計算が合うためには計算に適度な高速イオン拡散を入れる必要がある。

論文

Experimental studies of ITER demonstration discharges

Sips, A. C. C.*; Casper, T.*; Doyle, E. J.*; Giruzzi, G.*; Gribov, Y.*; Hobirk, J.*; Hogeweij, G. M. D.*; Horton, L. D.*; Hubbard, A. E.*; Hutchinson, I.*; et al.

Nuclear Fusion, 49(8), p.085015_1 - 085015_11, 2009/08

 被引用回数:42 パーセンタイル:10.89(Physics, Fluids & Plasmas)

ITERにおける放電の時間発展に関して、実験的に検証した。すなわち、着火から電流立ち上げ,電流フラットトップ,電流立ち下げである。着火に関しては、JETのような大型トカマクではECRFによる補助なしで、またECRFによる補助が有る場合にはすべての装置でITERの要求である一周電界$$leq$$0.35V/mでの着火を確認できた。立ち上げ時には、早期にダイバータ移行し大きなプラズマ断面を早くに形成することによりインダクタンスをよく制御できることがわかった。フラットトップでの種々の特性、特にH-mode遷移後と逆遷移後のインダクタンスの変化についてデータが得られた。

論文

Off-axis neutral beam current drive for advanced scenario development in DIII-D

村上 和功*; Park, J. M.*; Petty, C. C.*; Luce, T. C.*; Heidbrink, W. W.*; Osborne, T. H.*; Prater, R.*; Wade, M. R.*; Anderson, P. M.*; Austin, M. E.*; et al.

Nuclear Fusion, 49(6), p.065031_1 - 065031_8, 2009/06

 被引用回数:33 パーセンタイル:15.61(Physics, Fluids & Plasmas)

DIII-Dでは、小半径の50%という周辺部で電流駆動できるようにするために、2つの中性粒子ビーム(NB)の垂直方向角度を可変とする改造を計画している。計算によると、NBを下側に向けた場合には、プラズマ電流とトロイダル磁場が同方向の場合に電流駆動効率が大きくなる。この効果は大きく、ITERでの計算では現状のトロイダル磁場の方向を反転させると周辺部NB駆動電流は20%以上増加する。この計算結果を検証するためにDIII-Dでプラズマを上下方向に寄せることでNBに対する磁力線の角度を変化させ、そのときの周辺部NB駆動電流を調べた。MSE計測によるとNB駆動電流は計算通り40$$sim$$45%変化した。この結果から、DIII-DのNBに垂直方向角度を可変とする改造を行うことで、ITERや将来のトカマクのためのシナリオ開発を強力に推進できるだけでなく、輸送・高エネルギー粒子・加熱電流駆動の物理を自在に調べられるようになることが期待される。

論文

Neoclassical tearing mode control using electron cyclotron current drive and magnetic island evolution in JT-60U

諫山 明彦; 松永 剛; 小林 貴之; 森山 伸一; 大山 直幸; 坂本 宜照; 鈴木 隆博; 浦野 創; 林 伸彦; 鎌田 裕; et al.

Nuclear Fusion, 49(5), p.055006_1 - 055006_9, 2009/05

 被引用回数:46 パーセンタイル:9.49(Physics, Fluids & Plasmas)

本論文では、JT-60Uにおける電子サイクロトロン電流駆動(ECCD)を用いた新古典テアリングモード(NTM)の安定化に関して述べている。$$m/n=2/1$$のNTMを完全に安定化するために必要な最小の電子サイクロトロン(EC)波パワーを実験的に調べた結果、JT-60Uの実験条件では、NTM発生位置におけるEC駆動電流密度と自発電流密度との比が約0.4-0.5であることがわかった。また、$$m/n=2/1$$のNTMの回転に同期してECCDを変調した結果、変調しない場合に比べ2倍以上安定化効果が大きいことがわかった。また、磁気島のX点に入射した場合はNTMが不安定化されることが実験的に初めて観測された。さらに、変調の位相と安定化効果に関するモデル計算の結果と比較した結果、実験結果とおおむね一致することがわかった。

論文

Progress in the ITER physics basis, 6; Steady state operation

Gormezano, C.*; Sips, A. C. C.*; Luce, T. C.*; 井手 俊介; Becoulet, A.*; Litaudon, X.*; 諫山 明彦; Hobirk, J.*; Wade, M. R.*; 及川 聡洋; et al.

Nuclear Fusion, 47(6), p.S285 - S336, 2007/06

 被引用回数:222 パーセンタイル:24.07(Physics, Fluids & Plasmas)

国際熱核融合実験炉(ITER)におけるプラズマ開発に向けた物理的基盤について最近の研究の国際的な進展についてまとめたものである。この章ではITERにおける定常運転に関して、以下の点に重点を置いて記述する。統合運転シナリオ, 運転シナリオの最近の開発状況について、定常運転のための加熱/電流駆動装置、定常運転へ向けた制御の課題について、ITERにおける定常運転とハイブリッド運転のシミュレーション。

論文

Off-axis neutral beam current drive experiments on ASDEX Upgrade and JT-60U

Hobirk, J.*; 及川 聡洋; 藤田 隆明; 福田 武司; G$"u$nter, S.*; Gruber, O.*; 諫山 明彦; 鎌田 裕; 菊池 満; Maraschek, M.*; et al.

Europhysics Conference Abstracts (CD-ROM), 27A, 4 Pages, 2003/00

ASDEXトカマクとJT-60トカマクにおいて、中性粒子ビームを用いた周辺電流駆動実験を行った。電流分布がほぼ定常になった状態で周辺部に接線中性粒子ビームを入射した。ASDEXトカマクの場合、計測された電流分布にほとんど変化はなかった。理論計算によると検出限界以上の電流分布の変化が起きるはずである。JT-60トカマクの場合は、わずかな電流分布の変化が検出されたが、電子密度が低いために理論計算モデルが適用できず、理論との比較はできなかった。一方、プラズマ表面の周回電圧の計測からは、期待される量のビーム駆動電流が流れていることが示唆された。以上の結果から、周辺部で発生した高速イオンが空間的な拡散によって、中心部へ移動し、駆動電流分布が予測通りにはなっていない可能性が考えられる。

口頭

Experiment and simulation of NTM stabilization in JT-60U

諫山 明彦; JT-60チーム; Urso, L.*; Zohm, H.*; Maraschek, M.*; Hobirk, J.*

no journal, , 

高圧力プラズマを定常的に維持するためには、新古典テアリングモード(NTM)を能動的に制御する手法を確立することが重要である。JT-60では、NTM発生位置に電子サイクロトロン(EC)電流駆動を行うことにより、ITERにおいて能動的制御が重要となることが予想されるトロイダルモード数$$m=2$$,ポロイダルモード数$$n=1$$のNTMの安定化に関して広範な運転条件で実験を行っている。本講演では、2007年度に得られたNTM安定化に関する実験及びシミュレーションの初期結果を報告する。主な概要は次のとおりである。(1)NTMを完全に安定化するために必要な最小ECパワー及びEC駆動電流の範囲を明らかにした,(2)磁気島幅に対してより狭い駆動電流分布を持った条件のもとでの安定化効果を明らかにした,(3)TOPICSコードを用いて実験との比較を行った,(4)一連の実験をドイツのマックスプランク・プラズマ物理研究所との遠隔実験のもとで行い十分な速度で実験条件の作成や転送が行えることを実証した。

口頭

Results of the variable toroidal field ripple experiments in JET

Saibene, G.*; McDonald, D. C.*; Beurskens, M.*; Salmi, A.*; Lonnroth, J. S.*; Parail, V.*; de Vries, P.*; Andrew, Y.*; Budny, R.*; Boboc, A.*; et al.

no journal, , 

本発表は0.08%から約1%までトロイダル磁場リップルの振幅を変化できるJETにおけるリップル実験の結果を報告するものである。リップルがペデスタルとコアプラズマに与える影響をq$$_{95}$$=3$$sim$$3.6のELMy Hモードプラズマで測定した。Hモード特性の変化は明確であるが、閉じ込め性能が劣化する物理機構は明確でない。プラズマ密度の減少や閉じ込め性能劣化は0.5%程度のリップルで観測されるが、その閾値はプラズマパラメータで変化する。リップルはペデスタル圧力とELMにも影響を与える。また、プラズマ回転もリップルの影響を強く受ける。

口頭

Development and demonstration of remote experiment system with high security in JT-60U

小関 隆久; 鈴木 喜雄; 戸塚 俊之; 射場 克幸*; 坂田 信也; 宮戸 直亮; 諫山 明彦; 井手 俊介; Urso, L.*; Behler, K.*; et al.

no journal, , 

Remote experiment system with high network security has been developed in JT-60U. The remote experiment system is produced by personal authentication with a digital certificate and encryption of communication data to protect the JT-60U supervisory control system against illegal access. Remote experiment in JT-60U has been successfully demonstrated from Kyoto University (Japan) in 2006 and internationally from IPP Garching (Germany) in 2007. The validity of the system was obtained. Results are great advances towards remote experiments in ITER.

口頭

JT-60Uにおける電子サイクロトロン電流駆動による新古典テアリングモード安定化

諫山 明彦; 松永 剛; 小林 貴之; 森山 伸一; 大山 直幸; 坂本 宜照; 鈴木 隆博; 浦野 創; 林 伸彦; 鎌田 裕; et al.

no journal, , 

ITERの標準運転やハイブリッド・シナリオ運転のように、正磁気シアでかつ$$q$$=1.5や2のような低$$m/n$$有理面で圧力勾配が高くなる可能性のあるプラズマにおいては新古典テアリングモード(NTM)が発生する可能性がある($$m$$はポロイダルモード数, $$n$$はトロイダルモード数)。NTMを能動的に安定化する手法としては、NTMに起因する磁気島に局所的に電子サイクロトロン(EC)波を入射して電流駆動(ECCD)を行いNTMにより失われた電流を補うことが最も効果的であると考えられ、ITERにおいてもこのシナリオが想定されている。JT-60Uでは、$$m/n=2/1$$のNTMを完全に安定化するために必要な最小EC駆動電流に関し、ECCD分布幅の異なる2領域において、自発電流密度とEC駆動電流密度との比が0.4程度であることを示した。また、入射EC波を約5kHzで変調して磁気島のO点のみにECCDを行った結果、無変調時に比べ磁気島の減衰速度・減衰量が2倍程度以上大きいことが明らかになった。

口頭

Discussion on experimental investigation and validation of neutral beam current drive for ITER through ITPA joint experiments

鈴木 隆博; Akers, R.*; Gates, D. A.*; G$"u$nter, S.*; Heidbrink, W. W.*; Hobirk, J.*; Luce, T. C.*; 村上 和功*; Park, J. M.*; Turnyanskiy, M.*; et al.

no journal, , 

国際トカマク物理活動(ITPA)の下で、世界の主要な5つのトカマク装置(AUG(独国), DIII-D(米国), JT-60U(日本), MAST(英国)及びNSTX(米国))においてNBCD駆動電流分布を測定し理論を検証するための国際装置間比較実験を実施した。その実験で得られた成果について議論を行う。さまざまな装置での実験を行い、プラズマ電流0.6-1.2MA,トロイダル磁場0.3$$sim$$3.7T, NBの加速エネルギー67$$sim$$350keVと広いダイナミックレンジの実験条件にわたってNB駆動電流分布(あるいは全電流分布のNBCDによる変化)を測定し、NB駆動電流とその空間分布の測定結果は、比較的小さい高速イオンの拡散係数(0$$sim$$0.5m$$^2$$/s)を仮定した理論計算で説明できることがわかった。また、AUG及びDIII-Dの結果によると、低い加熱パワーのときにはNB駆動電流分布は高速イオンの拡散係数として0m$$^2$$/sを仮定した理論計算で説明できる一方で、高い加熱パワー(AUGでは5MW、DIII-Dでは7.2MW)のときには0.3$$sim$$0.5m$$^2$$/s程度の拡散係数を仮定した理論計算が最もよく実験と合致するとの結果を得た。背景プラズマ乱流による高速イオンの散乱とそれによる再分配と考えられる。

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