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Snyder, P. B.*; 相羽 信行; Beurskens, M.*; Groebner, R. J.*; Horton, L. D.*; Hubbard, A. E.*; Hughes, J. W.*; Huysmans, G. T. A.*; 鎌田 裕; Kirk, A.*; et al.
Nuclear Fusion, 49(8), p.085035_1 - 085035_8, 2009/08
被引用回数：170 パーセンタイル：98.64(Physics, Fluids & Plasmas)中間波長のMHDモードの安定性解析は、トカマクペデスタル性能やELM機構の理解を進めるうえで重要である。近年のペデスタル領域における高精度計測及び高精度安定性解析コードの実現により、複数の大・中型トカマク装置において周辺MHD安定性解析が実現し、実験結果の理解や実験プランの策定及びプラズマ性能の向上に貢献している。本論文では、複数のトカマク装置における周辺MHD安定限界を、標準的な(Type-I)ELMのみならず小振幅ELM及びELM-freeな領域において評価し、それらを比較する。さらに、ペデスタル幅を予測するテストモデルとペデスタルの高さに対する安定性からの制約を合わせて考慮することで、ペデスタルの高さと幅を予測する新たなモデル(EPED1)を開発した。このモデルをこれまでの実験結果に適用したテスト結果、及びこのモデルを用いて行ったITERでのペデスタルの高さの予測についての初期結果を報告する。
Snyder, P. B.*; 相羽 信行; Beurskens, M.*; Groebner, R. J.*; Horton, L. D.*; Hubbard, A. E.*; Hughes, J. W.*; Huysmans, G. T. A.*; 鎌田 裕; Kirk, A.*; et al.
Proceedings of 22nd IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2008) (CD-ROM), 8 Pages, 2008/10
中間波長のMHDモードの安定性解析は、トカマクペデスタル性能やELM機構の理解を進めるうえで重要である。近年のペデスタル領域における高精度計測及び高精度安定性解析コードの実現により、複数の大・中型トカマク装置において周辺MHD安定性解析が実現し、実験結果の理解や実験プランの策定及びプラズマ性能の向上に貢献している。本論文では、複数のトカマク装置における周辺MHD安定限界を、標準的な(Type-I) ELMのみならず小振幅ELM及びELM-freeな領域において評価し、それらを比較する。さらに、ペデスタル幅を予測するテストモデルとペデスタルの高さに対する安定性からの制約を合わせて考慮することで、ペデスタルの高さと幅を予測する新たなモデル(EPED1)を開発した。このモデルをこれまでの実験結果に適用したテスト結果、及びこのモデルを用いて行ったITERでのペデスタルの高さの予測についての初期結果を報告する。
Kirk, A.*; 朝倉 伸幸; Boedo, J. A.*; Beurskens, M.*; Counsell, G. F.*; Eich, T.*; Fundamenski, W.*; Herrmann, A.*; 鎌田 裕; Leonard, A. W.*; et al.
Journal of Physics; Conference Series, 123, p.012011_1 - 012011_10, 2008/00
被引用回数：22 パーセンタイル：97.38(Physics, Fluids & Plasmas)トカマク・プラズマ周辺部で発生するタイプ-1ELMにより、熱・粒子はスクレイプ・オフ層に排出され、一部は磁力線方向に伸びた線状のプラズマ束(フィラメント)として伝搬が測定されている。本論文は、多くのトカマクで測定されたフィラメントの形状及び発生から第一壁へ向かう運動についてまとめた。フィラメントは、プラズマ周辺部でELM発生前に生成されるが、ポロイダル方向に伸びた断面形状であり装置の大きさに伴い増加する。排出されたフィラメントのトロイダル方向の回転速度は低下するが、半径方向に伝搬する速度はそのまま維持される傾向があり、第一壁への熱負荷の主な原因となる。1本のフィラメントは、ELMによりスクレイプ・オフ層に排出されたエネルギー損失全体の最大2.5%である。
Callen, J. D.*; Anderson, J. K.*; Arlen, T. C.*; Bateman, G.*; Budny, R. V.*; 藤田 隆明; Greenfield, C. M.*; Greenwald, M.*; Groebner, R. J.*; Hill, D. N.*; et al.
Nuclear Fusion, 47(11), p.1449 - 1457, 2007/11
被引用回数：7 パーセンタイル：25.84(Physics, Fluids & Plasmas)最近開発されたパレオクラシカル輸送モデルが多数のトロイダルプラズマ装置のデータと比較された。DIII-D, Alcator C-MOD, NSTXのオーム加熱レベルのプラズマ,RTPの電子サイクロトロン波加熱プラズマ,JT-60Uの強い電子内部輸送障壁プラズマ,MST逆磁場ピンチ,SSPXスフェロマックの実験データを用いた。モデルから予想される径方向の電子熱輸送は、オーム加熱レベルの幅広い実験結果と一致し、2倍程度の誤差で電子熱輸送の下限を与えると思われる。
Maggi, C. F.*; Groebner, R. J.*; 大山 直幸; Sartori, R.*; Horton, L. D.*; Sips, A. C. C.*; Suttrop, W.*; ASDEX Upgradeチーム; Leonard, A.*; Luce, T. C.*; et al.
Nuclear Fusion, 47(7), p.535 - 551, 2007/07
被引用回数：63 パーセンタイル：88.45(Physics, Fluids & Plasmas)ASDEX Upgrade(AUG)装置,DIII-D装置,JET装置,JT-60U装置において、改善閉じ込めモードと通常のHモードについて、ペデスタルやグローバルなプラズマパラメータを比較した。加熱パワーの増加とともにペデスタル圧力も上昇しており、通常のHモードから改善閉じ込めモードへは連続的に変化しているように見える。AUG装置では、改善閉じ込めモードでペデスタル圧力が上昇する際に密度と温度がともに上昇するのに対し、DIII-D装置ではおもに温度の上昇によってペデスタル圧力が上昇する。JET装置の1.4MAで行われたハイブリッドモードでは、加熱パワーと三角度の上昇によってペデスタル部の蓄積エネルギー上昇により、全体の蓄積エネルギーが上昇する。JT-60Uでは、安全係数と三角度の高い高ベータポロイダルHモードではペデスタル部の蓄積エネルギー上昇により全体の蓄積エネルギーが上昇しているが、負磁気シアHモードではコアプラズマの蓄積エネルギー上昇によるものが大きい。どの装置でも、全体のポロイダルベータ値が上昇するに連れてペデスタル部の安定性が改善している。また、ペデスタル部のポロイダルベータ値の上昇に伴い、閉じ込め改善度も上昇する。
嶋田 道也; Campbell, D. J.*; Mukhovatov, V.*; 藤原 正巳*; Kirneva, N.*; Lackner, K.*; 永見 正幸; Pustovitov, V. D.*; Uckan, N.*; Wesley, J.*; et al.
Nuclear Fusion, 47(6), p.S1 - S17, 2007/06
被引用回数：744 パーセンタイル：99.93(Physics, Fluids & Plasmas)「ITER物理基盤の進歩」は、1999年に出版された「ITER物理基盤」の改訂版である。「ITER物理基盤」には、燃焼プラズマ性能を予測するための方法論や物理R&Dを通じて国際協力のもとで進められた、トカマクプラズマについての実験,モデリング及び理論研究の成果がまとめられている。また、1998年の設計のITERの予測結果も記述され、さらに残された重要な研究課題も指摘されている。これらの研究課題は、国際トカマク物理活動(ITPA)を通じて国際協力で引き続き検討が進められた。当初のITPAの参加国はEU,日本,ロシア、そして米国である。ITPAによって進められた研究の成果によって性能予測及び制御に関する新しい方法論が得られ、それらの方法論を新しく設計されたITERに適用した。新しいITERは改訂された技術的目標のもとで再設計されているが、核融合エネルギーの科学技術的成立性の統合的実証を行う、という目的は満足する。
Loarte, A.*; Lipschultz, B.*; Kukushkin, A. S.*; Matthews, G. F.*; Stangeby, P. C.*; 朝倉 伸幸; Counsell, G. F.*; Federici, G.*; Kallenbach, A.*; Krieger, K.*; et al.
Nuclear Fusion, 47(6), p.S203 - S263, 2007/06
被引用回数：859 パーセンタイル：98.25(Physics, Fluids & Plasmas)1999年にNuclear Fusion誌に出版されたITER物理基盤以来、ITERの設計及び運転に必要な周辺プラズマ及びプラズマ相互作用における現在のトカマク装置の研究成果がまとめられた。大きく進展した実験分野として、境界層及びダイバータにおける熱・粒子輸送,第一壁と周辺プラズマとの相互作用,ELM熱流の輸送と壁相互作用,非接触プラズマと中性粒子の輸送,高Z及び低Z材料の損耗と輸送及び堆積,トリチウムの対向材への吸着とその除去方法等が挙げられる。これらの進展と同時に、周辺プラズマ及びプラズマ材料相互作用のモデリングも大きく進展した。現状のデータをもとにITERにおいて期待されるダイバータ性能や対向材料の寿命などについて議論した。
鎌田 裕; Leonard, A. W.*; Bateman, G.*; Becoulet, M.*; Chang, C. S.*; Eich, T.*; Evans, T. E.*; Groebner, R. J.*; Guzdar, P. N.*; Horton, L. D.*; et al.
Proceedings of 21st IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2006) (CD-ROM), 8 Pages, 2007/03
周辺ペデスタル研究の進展とITERへ向けた予測について、最近の世界の研究をレビューする。周辺ペデスタル構造を決めるパラメータリンケージを明らかにするとともに、プラズマ過程と原子分子過程の両方がペデスタル幅を決定すること,周辺圧力勾配がピーリングバルーニング理論で系統的に説明できること,計測機器の進展によってELMの発展が明らかとなり非線形理論で説明可能であること,小振幅ELMの系統的同定がすすんだことなど、大きな発展があった。これらに基づいて、ITERのプラズマ性能の予測,ELMの小規模化等の検討が大きく進んだ。
Maggi, C. F.*; Groebner, R. J.*; 大山 直幸; Sartori, R.*; Horton, L. D.*; Sips, A. C. C.*; Suttrop, W.*; ASDEX Upgradeチーム; Leonard, T.*; Luce, T. C.*; et al.
Proceedings of 21st IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2006) (CD-ROM), 8 Pages, 2007/03
ASDEX-U(AUG), DII-D, JET, JT-60U装置において、改善閉じ込めモードと通常のHモードについて、ペデスタルやグローバルなプラズマパラメータを比較した。加熱パワーの増加とともにペデスタル圧力も上昇しており、通常のHモードから改善閉じ込めモードへは連続的に変化しているように見える。AUG装置では、改善閉じ込めモードでペデスタル圧力が上昇する際に密度と温度がともに上昇するのに対し、DIII-D装置ではおもに温度の上昇によってペデスタル圧力が上昇する。JT-60Uでは、安全係数と三角度の高い高ベータポロイダルHモードではペデスタル部の蓄積エネルギー上昇により全体の蓄積エネルギーが上昇しているが、負磁気シアHモードではコアプラズマの蓄積エネルギー上昇によるものが大きい。JET装置の1.4MAで行われたハイブリッドモードでは、加熱パワーと三角度の上昇によってペデスタル部の蓄積エネルギー上昇により、全体の蓄積エネルギーが上昇する。どの装置でも、全体のポロイダルベータ値が上昇するにつれてペデスタル部の安定性が改善している。また、ペデスタル部のポロイダルベータ値の上昇に伴い、閉じ込め改善度も上昇する。
Leonard, A. W.*; 朝倉 伸幸; Boedo, J. A.*; Becoulet, M.*; Counsell, G. F.*; Eich, T.*; Fundamenski, W.*; Herrmann, A.*; Horton, L. D.*; 鎌田 裕; et al.
Plasma Physics and Controlled Fusion, 48(5A), p.A149 - A162, 2006/05
被引用回数：40 パーセンタイル：78.1(Physics, Fluids & Plasmas)この論文は、さまざまなトカマク装置で観測されているタイプI ELMダイナミクスの測定結果をまとめたものである。ペデスタル部から吐き出されたフィラメント構造による対流的な損失,周辺磁場のエルゴディック化や磁力線の再結合による磁力線に平行方向の輸送増加,径電場シアが消失することによる乱流輸送の増加といった輸送機構がELM輸送の可能性として推量されている。種々の実験結果を検証し、これらの輸送モデルとの比較・検証を行った。
B
coulet, M.*; Huysmans, G.*; Sarazin, Y.*; Garbet, X.*; Ghendrih, P.*; Rimini, F.*; Joffrin, E.*; Litaudon, X.*; Monier-Garbet, P.*; An, J.-M.*; et al.
Plasma Physics and Controlled Fusion, 45(12A), p.A93 - A113, 2003/12
被引用回数：84 パーセンタイル：91.17(Physics, Fluids & Plasmas)炉心級のプラズマにおけるELMに関する実験的,理論的な研究の進展をレビューした論文である。最近の理論的なアプローチでは、線形MHD安定性解析だけでなく、ELMを含んだ非線形輸送モデルが提案されている。これらのモデルと高速なペデスタル圧力分布の崩壊,磁気揺動,スクレイプオフ層の輸送といった実験的観測との比較が行われた。現在得られているtype I ELMのスケーリングをITERに外挿するとダイバータ板への熱負荷が問題となる。近年、高三角度及び高密度領域において、高閉じ込めを維持したまま小さなELMが得られる領域が各装置で見つかっており、これら小振幅ELMの特徴とITERへの適用性に関して議論している。一方、内部輸送障壁とELMの両立性が幾つかの装置で問題になっているが、ELMの振幅を低減することで両立することが可能になった事例を報告している。さらに、周辺電流,ペレット入射,不純物入射,外部磁場摂動等を用いたELMの動的制御法の開発とITERへの適用性について議論している。
Loarte, A.*; Saibene, G.*; Sartori, R.*; Campbell, D.*; Becoulet, M.*; Horton, L.*; Eich, T.*; Herrmann, A.*; Matthews, G.*; 朝倉 伸幸; et al.
Plasma Physics and Controlled Fusion, 45(9), p.1549 - 1569, 2003/10
被引用回数：449 パーセンタイル：99.72(Physics, Fluids & Plasmas)Type I ELMによる熱流束はダイバータの損耗に大きく影響し、ITERの設計における大きな研究課題である。JET, DIII-D, ASDEX-U, JT-60Uから得られたType I ELM発生時の蓄積エネルギー,周辺ペデスタル部の温度,密度の変化のデータベースをもとに、ELM熱流(エネルギー損失量)のスケーリングを考察し結果をまとめた。(1)ELMによるエネルギー損失は、ペデスタルの衝突率の増加,磁場シアにより減少する。また粒子損失は、おもにELMにより影響される領域の幅に比例し増減する。(2)JETとDIII-Dにおいて、ELM発生時、ペデスタルでの温度の減少がない対流輸送的な小さなELM熱流が観測された。(3)ELM熱流束のダイバータへの照射時間は、ELM発生時間に依存せず、境界層でのイオン輸送時間に比例する。さらに、ELM熱流と粒子流のITERにおける予想について議論を行った。
Loarte, A.*; Saibene, G.*; Sartori, R.*; Becoulet, M.*; Horton, L.*; Eich, T.*; Herrmann, A.*; Laux, M.*; Matthews, G.*; Jachmich, S.*; et al.
Journal of Nuclear Materials, 313-316, p.962 - 966, 2003/03
被引用回数：114 パーセンタイル：98.43(Materials Science, Multidisciplinary)Type I ELMによる熱流束はダイバータの損耗に大きく影響し、ITERの設計における大きな研究課題である。JET,DIII-D,ASDEX-U,JT-60Uから得られたType I ELM発生時の蓄積エネルギー,周辺ペデスタル部の温度,密度の変化のデータベースをもとに、ELM熱流(エネルギー損失量)のスケーリングを考察し結果をまとめた。(1)ELM熱流は、ペデスタルの衝突率の増加,磁場シアにより減少する。またELM粒子流は、おもにELMにより影響される領域の幅に比例し増減する。(2)JETとDIII-Dにおいて、ELM発生時、ペデスタルでの温度の減少が無い対流輸送的な小さなELM熱流が観測された。(3)ELM熱流束のダイバータへの照射時間は、ELM発生時間に依存せず、境界層でのイオン輸送時間に比例する。さらに、ELM熱流と粒子流のITERにおける予想について議論を行う。
朝倉 伸幸; Loarte, A.*; Porter, G.*; Philipps, V.*; Lipschultz, B.*; Kallenbach, A.*; Matthews, G.*; Federici, G.*; Kukushkin, A.*; Mahdavi, A.*; et al.
IAEA-CN-94/CT/P-01, 5 Pages, 2002/00
実験炉ITERダイバータ設計と運転に関する重要な以下の3つの物理課題について、既存装置(JET, JT-60U, ASDEX Upgrade, DIII-D, Alcator C-Mod and TEXTOR)の実験データやシミュレーション解析から得られた成果についてまとめた。(1)タイプ1ELMの熱負荷により、ダイバータ板の運転寿命が決まる可能性がある。ELM熱負荷のスケーリングモデルを決める物理ベースを理解するため、ELM熱流と粒子流の輸送過程に関する最新のデータから、各装置において対流熱輸送過程(convective transport)が重要であることを明らかにした。(2)境界層(SOL)におけるプラズマ流に関する各装置のデータと、ドリフト効果を導入したSOLプラズマ・シミュレーション(UEDGE)の計算結果が定性的に一致することを見いだした。ITERにおけるダイバータ設計の最適化のために、ドリフト効果の検討が必要であることを示唆した。(3)各装置における炭素ダイバータ板の化学損耗率のデータから、その表面温度,入射粒子束,吸着層の状態に関する依存性をまとめた。
