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

https://doi.org/10.1585/pfr.9.3402084

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。

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

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2012.08.002

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.

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

http://www-naweb.iaea.org/napc/physics/FEC/FEC2010/html/node62.htm#15893

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.

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170m/event(Be)、下方VDE発生時で約240m/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)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。

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

http://www-naweb.iaea.org/napc/physics/FEC/FEC2006/html/node89.htm

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30m以下であると予測される。

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

http://epsppd.epfl.ch/Tarragona/pdf/P5_099.pdf

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。

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。

Runaway current termination in JT-60U

玉井 広史; 芳野 隆治; 徳田 伸二; 栗田 源一; 閨谷 譲; Bakhtiari, M.; Khayratdinov, R. R.*; Lukash, V.*; Rosenbluth, M. N.*; JT-60チーム

Nuclear Fusion, 42(3), p.290 - 294, 2002/03

https://doi.org/10.1088/0029-5515/42/3/309

ディスラプション時に発生する逃走電子電流は、第一壁の損耗をもたらすことが懸念されている。そこで、JT-60Uにおいて、発生した逃走電子を遮断するために表面安全係数(q)を下げる方法を開発した。qが減少して、2または3となったときに発生する強い磁場揺動によって逃走電子電流が消滅することを実験的に明らかにした。その消滅機構として、プラズマ周辺部に形成される低温の磁気バブルによる磁気面の変形を通した逃走電子の閉じ込め劣化を考察した。また、磁場揺動に伴って放出される逃走電子のエネルギーによる第一壁の熱負荷と、逃走電子遮断時にバッフル板に流れるハロー電流の測定・解説結果から、本遮断方法では逃走電子による第一壁の損耗を低減できることを示した。

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、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、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、これらの分布もの時間変化に影響を及ぼしている可能性がある。