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Yoshida, M.*; McDermott, R. M.*; Angioni, C.*; Camenen, Y.*; Citrin, J.*; Jakubowski, M.*; Hughes, J. W.*; 井戸村 泰宏; Mantica, P.*; Mariani, A.*; et al.
Nuclear Fusion, 65(3), p.033001_1 - 033001_132, 2025/02
被引用回数：2 パーセンタイル：91.43(Physics, Fluids & Plasmas)ITER Physics Basis出版以降のITPA輸送・閉じ込め(TC)グループにおけるプラズマ輸送と閉じ込めの物理理解と理論モデル開発の進展を、ITERと燃焼プラズマの予測・制御への貢献に焦点を当ててまとめた。本論文は、過去15年間のITPA TC共同実験/共同活動によって主に導かれた進歩について、一般的かつ合理的な概観を提供するものである。本論文は、ITPA TCグループの科学的な戦略とスコープ、主要な進歩の全体像から始まり、粒子輸送、不純物輸送、イオン・電子乱流熱輸送、運動量輸送、3次元磁場が輸送に与える影響、閉じ込めモード遷移、大域的閉じ込め、簡約化輸送モデルといった各研究分野の進歩を示す。
吉田 麻衣子; Kaye, S.*; Rice, J.*; Solomon, W.*; Tala, T.*; Bell, R. E.*; Burrell, K. H.*; Ferreira, J.*; 鎌田 裕; McDonald, D. C.*; et al.
Nuclear Fusion, 52(12), p.123005_1 - 123005_11, 2012/11
被引用回数：20 パーセンタイル：62.39(Physics, Fluids & Plasmas)プラズマ回転分布は、プラズマの安定性,閉じ込め改善,不純物輸送に重要な役割をしている。よって、運動量輸送係数の性質を理解することは、将来の装置におけるプラズマ回転やプラズマ性能を予測するうえで必須である。本研究では、さまざまな磁場配位を持つトカマク装置で取得した運動量輸送に関するデータベースを構築し、幅広いプラズマパラメータ領域における運動量輸送の特性を評価した。その結果、共通してどの装置でも運動量輸送係数が熱輸送係数と相関することと、運動量の対流速度と拡散係数が相関することが、プラズマ半径r/a=0.3-0.7の領域において観測されていることがわかった。また、運動量輸送係数と熱輸送係数の比の無次元量パラメータの関係について導き、輸送係数の比のスケーリングを初めて構築した。これらの結果は、将来の装置における運動量輸送係数の予測やモデリングの構築のために有効なデータである。
Imbeaux, F.*; Citrin, J.*; Hobirk, J.*; Hogeweij, G. M. D.*; K
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：38 パーセンタイル：80.28(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 
dynamics within 
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 
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.
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.
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。
Roach, C. M.*; Walters, M.*; Budny, R. V.*; Imbeaux, F.*; Fredian, T. W.*; Greenwald, M.*; Stillerman, J. A.*; Alexander, D. A.*; Carlsson, J.*; Cary, J. R.*; et al.
Nuclear Fusion, 48(12), p.125001_1 - 125001_19, 2008/12
被引用回数：35 パーセンタイル：25.40(Physics, Fluids & Plasmas)本論文では、国際トカマク物理活動において構築し2008年に一般公開した分布データベースについて述べる。分布データベースは、プラズマ輸送特性を記述するモデルの検証に活用される。1998年に一般公開した分布データベースに加えて、世界のトカマク装置(11台)で得られた代表的な分布データ(約100放電)を新たに登録している。例えば、JETとTFTRで実施されたDT放電、各装置で得られた内部輸送障壁を持つ放電やハイブリッド運転シナリオの放電などが含まれており、新規登録されたすべての放電の目的や特徴を装置ごとに記述している。また、分布データベースはftp, http, MDSplusを通して読み出しが可能である。
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。
