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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:34 パーセンタイル:14.36(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。

論文

Stiff temperature profiles in JT-60U ELMy H-mode plasmas

Mikkelsen, D. R.*; 白井 浩; 浦野 創*; 滝塚 知典; 鎌田 裕; 波多江 仰紀; 小出 芳彦; 朝倉 伸幸; 藤田 隆明; 福田 武司*; et al.

Nuclear Fusion, 43(1), p.30 - 39, 2003/01

 被引用回数:24 パーセンタイル:37.86(Physics, Fluids & Plasmas)

熱輸送の「硬直性」(中心温度と周辺温度の関連性の強さ)が、一連の厳選したJT-60UのELMy Hモードプラズマによって研究され、測定された温度が幾つかの輸送モデルの予測値と比較された。ペデスタル温度一定での加熱パワースキャン,加熱パワー一定でのペデスタル温度スキャン,中心加熱・周辺加熱での比較を行った。輸送モデルを用いた温度分布の予測計算と実験データとの比較を行った結果、RLWB(Rebut-Lallia-Watkins-Boucher)モデル及びIFS/PPPLモデルの計算値は$$r$$$$sim$$0.3$$a$$より外側の領域において実験値と一致したが、MM(Multimode)モデルの計算値はプラズマ中心において実験値よりかなり高くなった。

論文

Correlation between core and pedestal temperatures in JT-60U; Experiment and modeling

Mikkelsen, D. R.*; 白井 浩; 朝倉 伸幸; 藤田 隆明; 福田 武司; 波多江 仰紀; 井手 俊介; 諫山 明彦; 鎌田 裕; 河野 康則; et al.

IAEA-CN-77 (CD-ROM), 5 Pages, 2001/05

JT-60UのELMy Hモードプラズマにおける熱輸送の「硬直性」(中心温度と周辺温度の関連性)の研究を行った。同じ加熱パワーでも周辺温度が30$$sim$$80%増加すると、中心温度は10$$sim$$70%増加した。また、周辺温度がほぼ同じ場合には、45%の加熱パワーの増加(密度が12%増大)に対して温度分布の変化は少なかった。データ解析の結果、プラズマ周辺部では硬直性は比較的緩く、プラズマ中心部では硬直性は比較的強い傾向を得た。加熱分布を中心加熱と周辺加熱で比較した場合、中心加熱はプラズマ小半径の1/2より内側の領域で加熱パワーが周辺加熱のそれより60%多いのにもかかわらず、中心温度の差は小さかった。輸送モデルを用いた温度分布の予測計測と実験データとの比較の結果、RLWB(Rebut-Lallia-Watlkins-Boucher)モデル及び、IFS/PPPLモデルの計算結果は実験値と一致したが、MM(Multimodel)モデルの計算結果は実験値よりかなり高くなった。

論文

The International multi-tokamak profile database

Boucher, D.*; Connor, J. W.*; Houlberg, W. A.*; Turner, M. F.*; Bracco, G.*; Chudnovskiy, A.*; Cordey, J. G.*; Greenwald, M. J.*; Hoang, G. T.*; Hogeweij, G. M. D.*; et al.

Nuclear Fusion, 40(12), p.1955 - 1981, 2000/12

輸送モデルのテストを目的として、多数の代表的なトカマク装置による国際的な分布データベースを構築した。このデータベースを用いることにより、輸送モデルの検証及び将来の装置における予測値を評価することができる。本論文ではデータベースを最大限に活用するため、データの構造、変数の定義及びその一覧、データベースへのアクセス法を詳細に記述した。各トカマク装置からのデータについての簡単な説明も記述した。

論文

Reduced transport and E$$_{R}$$ shearing in improved confinement regimes in JT-60U

白井 浩; 菊池 満; 滝塚 知典; 藤田 隆明; 小出 芳彦; Rewoldt, G.*; Mikkelsen, D. R.*; Budny, R.*; Tang, W. M.*; 岸本 泰明; et al.

Fusion Energy 1998, 2, p.405 - 412, 1999/00

JT-60Uの中心閉じ込め改善プラズマにおける巨視的閉じ込め特性及び局所輸送特性を径電場シア形成の観点から研究した。JT-60の内部輸送障壁(ITB)は、その圧力分布から大きく「パラボラ型ITB」と「箱形ITB」に分類することができる。パラボラ型ITBでは、プラズマ中心領域全体で熱輸送係数は軽減されるが、径電場シアは弱い。一方、箱型ITBでは薄い内部輸送障壁層において非常に強い径電場シアが形成され、熱拡散係数は新古典拡散程度まで減少する。内部輸送障壁層において径電場シアにより生じるE$$times$$Bフローシアの強さは、微視的不安定性の成長を十分抑制しうる。Lモード閉じ込めとHモード閉じ込めが繰り返し起こる高イオンモードプラズマにおいて、熱輸送係数が径電場シアに依存し、強い径電場シアにより熱輸送係数が軽減されることを明らかにした。

論文

Reduced transport and Er shearing in improved confinement regimes in JT-60U

白井 浩; 菊池 満; 滝塚 知典; 藤田 隆明; 小出 芳彦; Rewoldt, G.*; Mikkelsen, D. R.*; Budny, R.*; Tang, W. M.*; 岸本 泰明; et al.

Nuclear Fusion, 39(11Y), p.1713 - 1722, 1999/00

 被引用回数:63 パーセンタイル:12.28(Physics, Fluids & Plasmas)

JT-60Uの中心閉じ込め改善プラズマにおける巨視的閉じ込め特性及び局所輸送特性を径電場シア形成の観点から研究した。JT-60Uの内部輸送障壁(ITB)は、その圧力分布から大きく「パラボラ型ITB」と「箱型ITB」に分類することができる。パラボラ型ITBでは、プラズマ中心領域全体で熱拡散係数は減少するが、径電場シアは弱い。一方、箱形ITBでは薄い内部輸送障壁層において非常に強い径電場シアが形成され、熱拡散係数は新古典拡散程度まで減少する。内部輸送障壁層において径電場シアにより生じるE$$times$$Bフローシアの強さは、微視的不安定性の成長を十分抑制しうる。Lモード閉じ込めとHモード閉じ込めが繰り返し起こる高イオンモードプラズマにおいて、熱拡散係数が径電場シアに依存し、強い径電場シアにより熱拡散係数が軽減されることを明らかにした。

口頭

Response of turbulence associated with the change of density profiles in LHD heliotron and JT-60U tokamak

田中 謙治*; 竹永 秀信; 村岡 克紀*; 吉田 麻衣子; Michael, C.*; Vyacheslavov, L. N.*; Mikkelsen, D. R.*; 横山 雅之*; 大山 直幸; 浦野 創; et al.

no journal, , 

本研究ではトカマク装置JT-60とヘリカル装置LHDにおける粒子輸送の類似性, 相違性を理解することにより、トロイダル装置における電子密度分布の決定機構を理解することを目的とする。トカマクでは乱流揺動により密度分布が尖塔化することが報告されている。LHDでは、磁気丘の強い磁気軸位置3.5mでは尖塔化した分布となるが、磁気丘が相対的に弱い磁気軸位置3.6mでは凹状の密度分布となる。ジャイロ運動論乱流コードと密度揺動計測により、これらの密度分布の差異は乱流による内向きの粒子束の寄与の違いによることが分かった。粒子ソースと新古典輸送による粒子束が密度揺動による粒子束に比べ無視できる場合において、LHDとJT-60いずれの場合も密度勾配が小さい場合には内向き粒子束となり、密度勾配が増加するに従い外向き粒子束に反転することが、ジャイロ運動論シミュレーションより予測された。

口頭

JT-60UとLHDにおけるジャイロ運動論を用いた粒子輸送の比較

田中 謙治*; 竹永 秀信; 村岡 克紀*; 大山 直幸; 吉田 麻衣子; Mikkelsen, D. R.*; Michael, C. A.*; Vyacheslavov, L. N.*

no journal, , 

本研究ではトカマク装置JT-60とヘリカル装置LHDにおける粒子輸送の類似性、相違性を理解することにより、トロイダル装置における電子密度分布の決定機構を理解することを目的とする。トカマクでは乱流揺動により密度分布が尖塔化することが報告されている。LHDでは、磁気丘の強い磁気軸位置3.5mでは尖塔化した分布となるが、磁気丘が相対的に弱い磁気軸位置3.6mでは凹状の密度分布となる。ジャイロ運動論乱流コードと密度揺動計測により、これらの密度分布の差異は乱流による内向きの粒子束の寄与の違いによることが分かった。粒子ソースと新古典輸送による粒子束が密度揺動による粒子束に比べ無視できる場合において、LHDとJT-60いずれの場合も密度勾配が小さい場合には内向き粒子束となり、密度勾配が増加するに従い外向き粒子束に反転することが、ジャイロ運動論シミュレーションより予測された。

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