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Moreau, D.*; Mazon, D.*; Walker, M. L.*; Ferron, J. R.*; Flanagan, S. M.*; Gohil, P.*; Groebner, R. J.*; La Haye, R. J.*; Schuster, E.*; Ou, Y.*; et al.
Proceedings of 23rd IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2010) (CD-ROM), 8 Pages, 2010/10
An integrated plasma profile control strategy is being developed for extrapolating present-day advanced tokamak (AT) scenarios to steady state operation. The approach is based on semi- empirical (grey-box) modeling. It was initially explored on JET, for current profile control only. The present paper deals with the generalization of this strategy to simultaneous magnetic and kinetic control. The system identification algorithms take advantage of the large ratio between the magnetic and thermal diffusion time scales and have been recently applied, in their full version, to both JT-60U and DIII-D data. This provides, for control purposes, a readily available alternative to first-principle plasma modeling.
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：315 パーセンタイル：75.44(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。
藤田 隆明; Aniel, T.*; Barbato, E.*; Behn, R.*; Bell, R. E.*; Field, A. R.*; 福田 武司*; Gohil, P.*; 居田 克巳*; Imbeaux, F.*; et al.
Europhysics Conference Abstracts, 27A, 4 Pages, 2003/00
温度分布等に基づいて、内部輸送障壁の有無,強弱を定量的に判定する条件を決定することを目的として、国際内部輸送障壁データベースを用いた解析を行った。プラズマ大半径と温度勾配の特性長の比とイオンのラーマー半径と温度勾配の特性長の比の二つの量に着目した。特に後者はJETトカマクにおいてさまざまな放電条件に対して同一の基準値との大小で内部輸送障壁の有無が判定できると報告されており、その基準値がほかの装置でも成り立つかどうかが問題とされている。世界の9つのトカマクと2つのヘリカル装置からの分布データを収集して解析した結果、基準値は装置間でかなりばらつきがあり、電子系の内部輸送障壁の場合、最大で10倍の違いがあることがわかった。むしろプラズマ大半径と温度勾配の特性長の比の方がばらつきが小さく(最大で3倍程度)、イオンのラーマー半径を用いることの利点は見いだせなかった。イオン系の内部輸送障壁についても同様の結果であった。これらの結果は、内部輸送障壁の判定においてはイオンのラーマー半径以外の物理量も含めるべきであることを示している。
