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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:26 パーセンタイル:83.69(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

Role of the electron temperature in the current decay during disruption in JT-60U

柴田 欣秀; 諫山 明彦; 松永 剛; 河野 康則; 宮本 斉児*; Lukash, V.*; Khayrutdinov, R.*; JT-60チーム

Plasma and Fusion Research (Internet), 9(Sp.2), p.3402084_1 - 3402084_5, 2014/06

トカマク装置におけるディスラプション現象ではプラズマ電流が急激に減少する電流クエンチが存在する。この電流クエンチ時にはプラズマ電流の減衰率に比例して真空容器等に電磁力が発生するため、プラズマ電流の減衰を抑制する必要がある。今までの研究においては電流クエンチ初期では電子温度分布の変化が電流減衰時間を決定していることが明らかにされている。本研究では電流クエンチ初期以降のプラズマ電流の減衰に電子温度が与える影響を調べるため、ディスラプションコードDINAを用いて電流クエンチ全体のシミュレーションを実施した。電流クエンチの初期は計測された電子温度分布を、初期以降は仮定した電子温度分布を用いて計算を行った。電子温度が計測できている最後の時刻以降は変化しないと仮定した場合、計測されたプラズマ電流値と近い時間変化が得られた。しかし、電流クエンチ初期以降では電子温度は計測限界値以下まで減少しているため、今回用いた仮定は実際の状況とは異なる。また、プラズマ断面積の振る舞いも実際に評価したものとは異なっていた。プラズマ電流の減少は様々なパラメータが関与するため、電子温度分布の影響を切り分ける必要がある。DINAコードを使用して様々な電子温度モデルで計算することにより、電子温度がプラズマ電流の減衰に与える影響を調査した結果を発表する。

論文

The Effect of the electron temperature and current density profiles on the plasma current decay in JT-60U disruptions

柴田 欣秀; 諫山 明彦; 宮本 斉児*; 河上 翔*; 渡邊 清政*; 松永 剛; 河野 康則; Lukash, V.*; Khayrutdinov, R.*; JT-60チーム

Plasma Physics and Controlled Fusion, 56(4), p.045008_1 - 045008_8, 2014/04

 被引用回数:2 パーセンタイル:12.49(Physics, Fluids & Plasmas)

JT-60Uのディスラプションにおいて、電流クエンチ初期のプラズマ電流の減衰をディスラプションシミュレーションコード(DINA)と計測された電子温度分布を用いて計算した。電流減衰時間が短い放電では、熱クエンチ直後の電子温度分布は既にピークしており、電流クエンチ中にあまり変化しなかった。一方、電流減衰時間が長い放電では、熱クエンチ直後の電子温度分布は電流減衰時間が短い放電に比べて広がりを持っており、電流クエンチ中に電子温度分布の収縮が観測された。そのような放電では、プラズマ外部インダクタンスはほとんど変化しないが、プラズマ内部インダクタンスの増加がDINAコードの計算でも観測された。一連の計算により、プラズマ内部インダクタンスの増加は、周辺領域の電子温度が減少し、プラズマ中心に電流が拡散することにより発生していることが分かった。また、本研究ではDINAコードを用いることにより、プラズマ周辺部の電子温度の加熱を用いることによりプラズマ電流の減衰時間を長くする方法を提案した。

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:11 パーセンタイル:69.17(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

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:35 パーセンタイル:84.28(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 $$l_i$$ 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

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。

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

Disruption scenarios, their mitigation and operation window in ITER

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

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

改訂された物理指針に沿った代表的なディスラプション・シナリオ数例に基づいて、DINAコードを用いてディスラプションのシミュレーションを行い、三次元の有限要素法コードを用いて電磁力解析を行った。その結果、渦電流とハロー電流による電磁力には裕度があるものの、裕度は小さいことを明らかにした。またプラズマの垂直方向移動及び熱クェンチに伴う第一壁の熱負荷の解析も進めた。プラズマの垂直移動の間にはベリリウム壁は溶融しないが、熱クェンチの際に溶融する。しかしながら、信頼性の高い計測、及び大量ガス入射などによる緩和によってディスラプションの影響を大幅に軽減できる。軽減できなかった場合の10mm厚のベリリウム壁の溶融は、ディスラプション一回あたり30$$mu$$m以下であると予測される。

論文

Modeling of plasma current decay during the disruption

大脇 浩和; 杉原 正芳; 河野 康則; Lukash, V. V.*; Khayrutdinov, R. R.*; Zhogolev, V.*; 小関 隆久; 畑山 明聖*

Europhysics Conference Abstracts (CD-ROM), 29C, 4 Pages, 2005/00

ディスラプション時のトカマク装置への電磁力負荷を評価するうえで最も重要な、プラズマ電流の減衰過程を評価する数値モデルを構築した。このモデルでは、粒子の輸送とリサイクルを考慮した密度の微分方程式によって密度を評価し、ジュール加熱パワーと不純物の混入による放射パワーとのバランス$$P_mathrm{joule}(T_e)=P_mathrm{rad}(T_e)$$によって電子温度とプラズマ抵抗を決定する。加えてプラズマ平衡・輸送・回路方程式を解くコードDINAを用いることで、プラズマ電流減衰の時間発展を矛盾無く求める。不純物混入量,粒子の閉じ込め時間,リサイクリング率は、おおよそ実験で想定される値をパラメータとして与えることで、JT-60Uのプラズマ電流波形を模擬できた。また、この3つの物理量がプラズマ電流の減衰過程に与える影響を調べた。

論文

Edge safety factor at the onset of plasma disruption during VDEs in JT-60U

杉原 正芳; Lukash, V.*; Khayrutdinov, R.*; 閨谷 譲

Plasma Physics and Controlled Fusion, 46(10), p.1581 - 1589, 2004/10

 被引用回数:11 パーセンタイル:36.97(Physics, Fluids & Plasmas)

JT-60Uにおいて、垂直位置移動中に熱クエンチが発生する時の境界安全係数q値を、FBI/FBEQU及びDINAコードで平衡配位を再構築することにより求めた。両者の結果は極めて類似しており、q値が1.5-2の範囲で熱クエンチが発生する結果が得られた。これにより、垂直位置移動シミュレーションにおいては、この範囲で熱クエンチが起こると仮定し、その後のプラズマの移動やハロー電流を求めることが妥当であることが示された。

論文

Examinations on plasma behaviour during disruptions on existing tokamaks and extrapolation to ITER

杉原 正芳; Lukash, V.*; 河野 康則; 芳野 隆治; Gribov, Y.*; Khayrutdinov, R.*; 三木 信晴*; 大森 順次*; 嶋田 道也

Proceedings of 30th EPS Conference on Controlled Fusion and Plasma Physics (CD-ROM), 4 Pages, 2003/07

ディスラプション時のプラズマ挙動に関して、JT-60などの実験結果を詳細に解析する。その結果を2次元自由境界平衡発展解析コード「DINA」に組み込み、ITERにおけるディスラプション挙動の予測解析を行う。

論文

Wave form of current quench during disruptions in Tokamaks

杉原 正芳; Lukash, V.*; 河野 康則; 芳野 隆治; Gribov, Y.*; Khayrutdinov, R.*; 三木 信晴*; 大森 順次*; 嶋田 道也

プラズマ・核融合学会誌, 79(7), p.706 - 712, 2003/07

トカマクのプラズマディスラプション時の電流減衰波形に関して、JT-60の実験解析を行い、ITER設計の物理ガイドラインを導出した。速い電流減衰は指数関数的波形でよく表され、遅い電流減衰は直線的波形でよく表される。

口頭

Analysis of current quench of the JT-60U tokamak by using two dimensional MHD equilibrium calculation code (DINA)

河上 翔*; 柴田 欣秀*; 渡邊 清政*; 大野 哲靖*; 梶田 信*; 岡本 征晃*; 諫山 明彦; 杉原 正芳*; 河野 康則; Lukash, V. E.*; et al.

no journal, , 

トカマク型核融合装置においてディスラプションが発生すると第一壁や真空容器に熱的・電磁的な負荷を与えることから、ディスラプションの特性を理解して予測・回避・緩和のためのシナリオを確立することが重要である。今回、ディスラプション発生時のプラズマ電流の減衰過程に関して、JT-60Uの実験結果と2次元軸対称MHD平衡計算コードDINAの計算結果とを比較した。DINAの計算においてパワーバランスから解いた電子温度を用いた場合、プラズマ電流の時間発展は実験に比べて速い減衰となった。また、電子温度を100eV、実効電荷を17で一定値として計算した場合、プラズマ電流とプラズマ断面積の減衰は実験とよい一致を示したが、ディスラプション開始時刻における内部インダクタンスは実験値より低くなり、その時間発展も実験とは異なるものとなった。DINAでは電子温度分布を一定としているが、実際は一定ではない分布を持つことから、内部インダクタンスの差異の原因の1つとして電子温度分布が考えられる。

口頭

デイスラプションコードを用いたJT-60Uのネオンガスパフディスラプション解析

河上 翔*; 大野 哲靖*; 渡邊 清政*; 柴田 欣秀; 岡本 征晃*; 宮本 斉児; 諫山 明彦; 杉原 正芳*; 河野 康則; Lukash, V. E.*; et al.

no journal, , 

JT-60Uの大量ネオンガスパフによるディスラプション実験において、電流減衰の初期段階の内部インダクタンス$$ell_i$$の増加が電流減衰時間の値に影響を及ぼすことが以前実験的に検証されたが、物理機構は十分解明されていなかった。本研究では、2次元軸対称シミュレーションコードDINAを用いることにより、ディスラプション中の電子温度分布が$$ell_i$$の時間変化に与える影響を解析した。まず、電子温度分布を空間一定とした場合、$$ell_i$$は実験での観測とは逆に時間的に減少した。次に、実験時に得られた電子温度分布を用いて計算した場合、$$ell_i$$は時間的にほぼ一定となった。このことは、電子温度の分布を考慮することで$$ell_i$$を実験結果を再現する方向に近づけることができるものの、これだけでは不十分であることを示唆している。今回の計算では計測の困難さなどの理由から空間一定としているパラメータがあるが、これらの分布も$$ell_i$$の時間変化に影響を及ぼしている可能性がある。

口頭

Analysis of current quench induced by the massive neon gas-puff in JT-60U using DINA code

柴田 欣秀; 諫山 明彦; 松永 剛; 河野 康則; 宮本 斉児*; Lukash, V. E.*; Khayrutdinov, R.*

no journal, , 

JT-60Uのディスラプション実験において、プラズマ電流の減衰をディスラプションシミュレーションコード(DINA)と計測された電子温度分布を用いて計算した。本研究では電子温度が数百eVの分布を持つ電流クエンチ初期と、電子温度が急激に減少するミニコラプス発生後のプラズマ電流を解析した。電流クエンチ初期の解析では、電流減衰時間が違う放電で電子温度の振る舞いが異なっていた。電流減衰時間が短い放電では、熱クエンチ直後の電子温度分布は既にピークしており、電流クエンチ中にあまり変化しなかった。しかし、電子温度が非常にピークした分布であるため、プラズマへの急激な電流拡散が発生し、プラズマインダクタンスが大きく増加してプラズマ電流が早く減衰している。一方、電流減衰時間が長い放電では、熱クエンチ直後の電子温度分布は電流減衰時間が短い放電に比べて広がりを持っており、電流クエンチ中に電子温度分布の収縮が観測された。その電子温度の収縮によりプラズマ電流は内部へ拡散するが、最終的な電子温度分布は早い電流減衰に比べて幅広いため、プラズマインダクタンスの変化は小さく、電流減衰時間が長くなっていることがDINAの計算により分かった。電子温度が急激に減少するミニコラプス発生後については、そのように低い電子温度(100eV以下)ではプラズマ抵抗によりプラズマ電流が減衰することがわかった。

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