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論文

Perspective of negative triangularity tokamak as fusion energy system

菊池 満; Medvedev, S.*; 滝塚 知典*; Fasoli, A.*; Wu, Y.*; Diamond, P. H.*; Duan, X.*; 岸本 泰明*; 花田 和明*; 他41名*

Europhysics Conference Abstracts (Internet), 39E, p.P4.179_1 - P4.179_4, 2015/06

核融合炉における熱粒子制御は挑戦的課題である。定常的な熱負荷とエルムによる過渡的熱負荷を緩和する新しい方策として負三角度トカマクを評価している。これまで、負三角度は磁気丘であるにもかかわらず、ダブルヌルでは炉に使えるレベルの規格化ベータ値3以上が安定であることを見いだしている。本論文では、シングルヌル平衡配位とその理想電磁流体安定性を報告する。

論文

Assessment of operational space for long-pulse scenarios in ITER

Polevoi, A. R.*; Loarte, A.*; 林 伸彦; Kim, H. S.*; Kim, S. H.*; Koechl, F.*; Kukushkin, A. S.*; Leonov, V. M.*; Medvedev, S. Yu.*; 村上 匡且*; et al.

Nuclear Fusion, 55(6), p.063019_1 - 063019_8, 2015/05

 被引用回数:15 パーセンタイル:15.33(Physics, Fluids & Plasmas)

The operational space ($$I_p$$-$$n$$) for long pulse scenarios of ITER was assessed by 1.5D core transport modelling with pedestal parameters predicted by the EPED1 code. The analyses include the majority of transport models presently used for interpretation of experiments and ITER predictions. The EPED1 code was modified to take into account boundary conditions predicted by SOLPS for ITER. In contrast with standard EPED1 assumptions, EPED1 with the SOLPS boundary conditions predicts no degradation of the pedestal pressure as density is reduced. Lowering the plasma density to $$n_e sim$$ 5-6 $$times$$ 10$$^{19}$$ m$$^{-3}$$ leads to an increased plasma temperature (similar pedestal pressure), which reduces the loop voltage and increases the duration of the burn phase to $$Delta t_{rm burn} sim$$ 1000 s with Q $$ge$$ 5 for $$I_p ge$$ 13 MA at moderate normalised pressure ($$beta_N sim$$ 2). These ITER plasmas require the same level of additional heating power as the reference Q = 10 inductive scenario at 15 MA. However, unlike the "hybrid" scenarios considered previously, these H-mode plasmas do not require specially shaped q profiles nor improved confinement in the core for the transport models considered in this study. Thus, these medium density H-mode plasma scenarios with $$I_p ge$$ 13 MA present an attractive alternative to hybrid scenarios to achieve ITER's long pulse Q $$ge$$ 5 and deserve further analysis and experimental demonstration in present tokamaks.

論文

A Possible breakthrough of power handling by plasma shaping in tokamak

菊池 満; Fasoli, A.*; 滝塚 知典*; Diamond, P. H.*; Medvedev, S.*; Wu, Y.*; Duan, X.*; 岸本 泰明*; 花田 和明*; Pueschel, M. J.*; et al.

Proceedings of 8th IAEA Technical Meeting on Steady State Operation of Magnetic Fusion Devices (CD-ROM), 20 Pages, 2015/05

D型形状でHモード運転の標準的なトカマクは優れた閉じ込め性能を示すものの、過渡的、定常的な熱負荷の問題で大きな課題を持っている。これらを解決する方法として将来を見据えた幅ひろい考え方として形状制御を用いて熱制御を緩和する方式について講演する。

論文

Optimization of ITER operational space for long-pulse scenarios

Polevoi, A. R.*; 林 伸彦; Kim, H. S.*; Kim, S. H.*; Koechl, F.*; Kukushkin, A. S.*; Leonov, V. M.*; Loarte, A.*; Medvedev, S. Yu.*; 村上 匡且*; et al.

Europhysics Conference Abstracts (Internet), 37D, p.P2.135_1 - P2.135_4, 2013/07

Long-pulse operation $$Delta t sim$$ 1000 s with $$Q ge$$ 5 is foreseen in ITER to demonstrate high neutron fluence scenarios which can be of use for the nuclear technology and for the TBM. In this study we address the viability of achieving ITER's long-pulse scenario in plasma regimes with H-mode confinement level by characterizing the current-density operational space and the achievable Q with long pulse burning phases. The EPED1 model with boundary conditions from SOLPS predicts no degradation of pedestal pressure with decreasing density in ITER. Modelling of core transport with 1.5D transport models carried out with pedestal parameters predicted by EPED1+SOLPS indicate that there is a large operational space for long pulse plasma operation with high fusion gain $$Q ge$$ 5. Reducing the plasma density to $$n_e sim$$ 5-6 10$$^{19}$$m$$^{-3}$$ leads to an increased plasma temperature (similar pedestal pressure) which reduces the loop voltage and increases the duration of the burn phase to $$Delta t sim$$ 1000 s with $$Q ge$$ 5 for $$I_p ge$$ 13 MA at moderate normalised pressure, $$beta_N sim$$ 2. Unlike the "hybrid" scenarios, these H-mode plasmas do not require specially shaped q profiles nor improved confinement in the core for the majority of the transport models considered in this study. Thus, these medium density H-mode plasma scenarios present an attractive alternative to hybrid scenarios to achieve ITER's long pulse.

論文

Transport and turbulence with innovative plasma shapes in the TCV tokamak

Labit, B.*; Pochelon, A.*; Rancic, M.*; Piras, F.*; Bencze, A.*; Bottino, A.*; Brunner, S.*; Camenen, Y.*; Chattopadhyay, P. K.*; Coda, S.*; et al.

Proceedings of 23rd IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2010) (CD-ROM), 8 Pages, 2011/03

We present recent results on turbulence measurements in TCV L-mode plasmas. The transport reduction at negative triangularity (compared to positive triangularity) is reflected in the reduction of the temperature fluctuation level, in the low frequency part of the spectrum (30-150 kHz), measured by correlation ECE in the outer equatorial plane. The TEM induced transport computed from nonlinear gyrokinetic simulations is shown to decrease with decreasing triangularity and increasing collisionality. First results of an experimental scenario to reach the H-mode regime at negative triangularity in TCV are presented. Then, we report on an innovative divertor magnetic configuration: the snowflake (SF) divertor as opposed to the classical single-null (SN) divertor. For ELMy SF plasmas, the strike-point properties (density, temperature, fluctuation level,...) are studied with Langmuir probes (LPs) and compared with those of a SN configuration obtained within the same discharge.

論文

Influence of ion-charge state on damage morphology of ion tracks in dark mica

Lang, M.*; Hasenkamp, W.*; 石川 法人; Medvedev, N.*; Neumann, R.*; Papal$'e$o, R.*; Trautmann, C.*; Voss, K.-O.*; 八巻 徹也

GSI Report 2007-1, P. 313, 2007/06

金雲母のイオントラックにおける損傷領域に対し、照射イオンの電荷が及ぼす影響を調べた。照射は、ドイツ重イオン研究所UNILACに加え、原子力機構のタンデム加速器(東海),サイクロトロン(高崎)で行った。UNILACにおけるビームは、ターゲット手前で約3$$mu$$m厚のアルミ箔を通るため、イオン速度で一義的に決まる平衡電荷状態にあるのに対し、イオン源から直接導かれる原子力機構のビームはそれよりも低い非平衡電荷状態にある。このことを利用して、電荷数がそれぞれ+23, +15と異なり同エネルギー(それぞれ373, 388MeV)の$$^{58}$$Niビームを金雲母に照射した後、フッ化水素処理した表面を走査フォース顕微鏡で観察した。その結果、後者でエッチピットが小さく不均一であり、イオン電荷と密接に関連するエネルギー損失の違いを反映していると考えられた。

論文

Progress in the ITER physics basis, 3; MHD stability, operational limits and disruptions

Hender, T. C.*; Wesley, J. C.*; Bialek, J.*; Bondeson, A.*; Boozer, A. H.*; Buttery, R. J.*; Garofalo, A.*; Goodman, T. P.*; Granetz, R. S.*; Gribov, Y.*; et al.

Nuclear Fusion, 47(6), p.S128 - S202, 2007/06

 被引用回数:568 パーセンタイル:3.7(Physics, Fluids & Plasmas)

本論文は、1999年の"ITER Physics Basis"の刊行以降に世界各国の装置で得られた重要な成果について記述したものであり、本章ではMHD安定性及びディスラプションに関する成果が記述されている。MHD安定性に関しては、(1)鋸歯状振動,(2)新古典テアリングモード,(3)抵抗性壁モード,(4)誤差磁場,(5)先進シナリオにおけるMHD安定性に関する成果が記述されていて、ディスラプションに関しては、(1)ディスラプションの特徴・原因・頻度,(2)サーマルクエンチによるエネルギーの損失と堆積,(3)電流クエンチのダイナミクス,(4)ディスラプションにより発生する逃走電子,(5)統合モデルとシミュレーション,(6)ディスラプションの回避・予測・緩和に関する成果が記述されている。

論文

Requirements for pellet injection in ITER scenarios with enhanced particle confinement

Polevoi, A. R.*; 嶋田 道也; 杉原 正芳; Igitkhanov, Y. L.*; Mukhovatov, V.*; Kukushkin, A. S.*; Medvedev, S. Y.*; Zvonkov, A. V.*; Ivanov, A. A.*

Nuclear Fusion, 45(11), p.1451 - 1456, 2005/11

 被引用回数:24 パーセンタイル:33.95(Physics, Fluids & Plasmas)

粒子閉じ込めが改善された種々の閉じ込めシナリオにおいてペレット入射が満足すべき条件を検討した。その結果ペレット入射に必要な粒子補給量は100Pam$$^{3}$$/sで十分であることを明らかにした。この検討にはペデスタル輸送モデル,ヘリウム輸送モデル,SOL及びダイバータ輸送と整合性のある境界条件を用いた。誘導運転のHモード(HH98(y,2)=1)におけるペレット条件は衝突度が小さい領域における粒子閉じ込め改善を考慮した。ハイブリッド及び定常運転におけるペレット条件は改善閉じ込め(HH98(y,2)$$>$$1)を考慮した。粒子輸送条件が広範囲に変化してもプラズマ性能はそれほど変化しないことを示した。中性粒子電流駆動及び電子サイクロトロン電流駆動のみを用いた新しい定常運転シナリオを開発した。この運転シナリオは低域混成波電流駆動を必要としないためペレット入射による電流駆動効率の低下の問題を回避することが可能である。

論文

Progress in physics basis and its impact on ITER

嶋田 道也; Campbell, D.*; Stambaugh, R.*; Polevoi, A. R.*; Mukhovatov, V.*; 朝倉 伸幸; Costley, A. E.*; Donn$'e$, A. J. H.*; Doyle, E. J.*; Federici, G.*; et al.

Proceedings of 20th IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2004) (CD-ROM), 8 Pages, 2004/11

この論文では、物理基盤の最近の進展によって、ITERの性能予測がどのように影響されるかを要約する。これまで懸案であった課題についての進展、及びハイブリッド及び定常運転シナリオが新たに開発されたことによってITERの目標達成はより確実となった。安全係数が4付近において電流分布を調整することにより、標準のHモードよりも閉じ込めを改善し、壁無し条件でのベータ限界にまでベータを上昇させることが可能であることが実験で明らかになった。この結果をITERに適用すると、12MA程度の低いプラズマ電流で、ELMが小さく、Qが10以上で1000秒以上の長パルス運転が可能である。電流減衰時間及びハロー電流に関する指針を実験データベースから導出してディスラプションの解析を行った。保守的な仮定を用いても真空容器内機器の電磁力は設計目標を下回り、ITERの設計がディスラプションに伴う力に対して十分な耐性を持つことを明らかにした。

論文

Spectroscopic measurement system for ITER divertor plasma; Divertor impurity monitor

杉江 達夫; Costley, A. E.*; Malaquias, A.*; Medvedev, A.*; Walker, C.*

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

本システムは、ダイバータ部での不純物粒子の同定と、粒子流入束の二次元測定等を主な目的としており、プラズマ制御に欠かせない計測システムの一つである。200nmから1000nmの広い波長領域の光を分光計測する。このシステムは、目的の違う異なった三種類の分光器で構成される。(1)不純物の種類をモニターする分光器,(2)粒子束の空間分布を高速測定する分光器、それと(3)イオン温度及び粒子の運動エネルギーを測定する高分散分光器である。二次元測定はダイバータカセット内部にモリブデン製ミラーを設置し、互いに交差する視野と水平ポート及び上部ポートからの視野を使って実現させる。一方、計測用ミラー,観測窓等の計測機器要素が、現存の核融合実験装置に比べて2桁以上高い放射線(中性子,$$gamma$$線等)や高エネルギー粒子にさらされ、反射率や透過率などの性能が劣化することが懸念されている。これらの計測機器要素に対する放射線及び粒子照射効果は、ITER工学R&Dの中で精力的に研究され、多くの基礎データが得られ、耐放射線性機器も開発された。本システムの設計は、それらの結果を十分に反映させて進められている。

口頭

Progress of understanding negative triangular tokamak configuration

菊池 満; Fasoli, A.*; 滝塚 知典*; Diamond, P.*; Medvedev, S.*; Duan, X.*; 図子 秀樹*; 古川 勝*; 岸本 泰明*; Wu, Y.*; et al.

no journal, , 

トカマクにおける標準的なD型Hモードプラズマシナリオは熱粒子制御の観点からは課題を含んでいる。革新的なトカマク配位として負三角度の可能性が菊池等によって議論されている。CRPP-EPFLによる負三角度プラズマの実験と理論研究で閉じ込め改善が報告されており、負三角度配位はSOL流速の低減が示唆される。近年のタイプII ELMやグラッシーELMの理論研究によると第2安定化領域へのアクセスを閉じることと運動論的効果が小ELMの達成に重要であることがわかってきた。Medvedevによると負三角度では第2安定化領域への窓が閉じることが分かっている。講演では、これらを含む最近の理解進展をまとめる。

口頭

シングルヌル負三角度ダイバータの安定性と磁束拡張ダイバータ

菊池 満; Medvedev, S.*; 滝塚 知典*; 長崎 百伸*; Cheng, D.*

no journal, , 

トカマク型核融合炉の除熱性能の飛躍的改善を目指して負三角度トカマク(NTT)の可能性を提案している。本配位は磁気丘であるが適切な分布最適化を行い周辺部の磁気シアを強くすることで、規格化ベータ値3.2程度が安定であることを明らかにした。さらに、ITER等で採用されているシングルヌルダイバータの理想MHD安定性を調べたところ、適切な分布制御により規格化ベータ値3以上 が安定であることを見出した。これにより、滝塚らによって提唱されている磁束菅拡張ダイバータが可能となり、磁束菅拡張係数~2.7が得られダイバータ熱流束の大幅な低減が可能になると予想される。

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