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論文

Progress in the ITER physics basis, 1; Overview and summary

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:624 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。

論文

Progress in the ITER physics basis, 2; Plasma confinement and transport

Doyle, E. J.*; Houlberg, W. A.*; 鎌田 裕; Mukhovatov, V.*; Osborne, T. H.*; Polevoi, A.*; Bateman, G.*; Connor, J. W.*; Cordey, J. G.*; 藤田 隆明; et al.

Nuclear Fusion, 47(6), p.S18 - S127, 2007/06

本稿は、国際熱核融合実験炉(ITER)の物理基盤に関し、プラズマ閉じ込めと輸送に関する最近7年間(1999年に発刊されたITER Physics Basis後)の世界の研究の進展をまとめたものである。輸送物理一般、プラズマ中心部での閉じ込めと輸送,Hモード周辺ペデスタル部の輸送とダイナミクス及び周辺局在化モード(ELM)、そして、これらに基づいたITERの予測について、実験及び理論・モデリングの両面から体系的に取りまとめる。

論文

Edge pedestal physics and its implications for ITER

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。

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:28 パーセンタイル:68.34(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

Overview of goals and performance of ITER and strategy for plasma-wall interaction investigation

嶋田 道也; Costley, A. E.*; Federici, G.*; 伊尾木 公裕*; Kukushkin, A. S.*; Mukhovatov, V.*; Polevoi, A. R.*; 杉原 正芳

Journal of Nuclear Materials, 337-339, p.808 - 815, 2005/03

 被引用回数:56 パーセンタイル:96.16(Materials Science, Multidisciplinary)

ITERは燃焼プラズマの研究と実現を目的とした核融合実験炉である。その特徴は、加熱パワーのほとんどがアルファ加熱によって供給されるということである。ITERは現在運転中の装置からの顕著なステップであり、かつ核融合炉開発において不可欠のステップである。ITERの成功は、プラズマ壁相互作用の制御のいかんにかかっていると言っても過言ではない。ITERは熱束,粒子束及び時間スケールにおいて現在の装置を一桁ないし二桁上回るからである。ITERにおけるプラズマ壁相互作用の制御の戦略として、セミクローズ・ダイバータ,強力な燃料補給と排気,ディスラプション及びELM制御,交換可能なプラズマ対向材料、及び段階を追った運転などを計画している。

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

A Review of internal transport barrier physics for steady-state operation of tokamaks

Connor, J. W.*; 福田 武司*; Garbet, X.*; Gormezano, C.*; Mukhovatov, V.*; 若谷 誠宏*; ITB Database Group; ITPA Topical Group on Transport and Internal Barrier Physics*

Nuclear Fusion, 44(4), p.R1 - R49, 2004/04

 被引用回数:259 パーセンタイル:76.74(Physics, Fluids & Plasmas)

トカマクにおける内部輸送障壁(ITB)の形成とその特性に関する実験と理論研究の現状について初めてレビューする。特にITBの理論モデリングに関する現状とITBの実験データを世界の9台のトカマク装置から集めた国際ITBデータベースについて述べるとともに、このデータベースを用いてITB形成に必要な実験条件と理論モデルとの比較について述べる。またトカマクの定常運転に関する実験の状況についてレビューし、ITER定常運転シナリオを達成するための課題と展望について議論する。

論文

Performance of ITER as a burning plasma experiment

嶋田 道也; Mukhovatov, V.*; Federici, G.*; Gribov, Y.*; Kukushkin, A.*; 村上 好樹*; Polevoi, A. R.*; Pustovitov, V. D.*; 仙石 盛夫; 杉原 正芳

Nuclear Fusion, 44(2), p.350 - 356, 2004/02

ITERの誘導運転において10以上のQを達成することの確実性をさらに向上させた。経験則による解析によると、ITERでは十分な裕度をもって10以上のQを達成できる。理論モデルを用いた解析によれば、10以上のQを達成するためには2-4keV以上の周辺ペデスタル温度が必要であるが、ペデスタルの比例則によると、この程度のペデスタル温度は達成可能である。タイプIのELMに伴う熱負荷は高密度運転によって許容範囲に低減できる可能性がある。もし必要であればダイバータ板をさらに傾斜させ、さらに熱流束密度を低減させることもできる。高密度側からペレット入射によってQを増加させELM熱負荷を低減できる可能性がある。また閉じ込め性能とベータ値への要求度がより少ない定常運転シナリオを開発した。このような運転領域で必要となる抵抗性壁モードの安定化は、真空容器が二重構造を持つことを考慮しても現有のコイル及び電源で実現可能であることを明らかにした。

論文

Performance of ITER as a burning plasma experiment

嶋田 道也; Mukhovatov, V.*; Federici, G.*; Gribov, Y.*; Kukushkin, A. S.*; 村上 好樹*; Polevoi, A. R.*; Pustovitov, V. D.*; 仙石 盛夫; 杉原 正芳

Nuclear Fusion, 44(2), p.350 - 356, 2004/02

 被引用回数:39 パーセンタイル:78.24(Physics, Fluids & Plasmas)

ITERの誘導運転において10以上のQを達成することの確実性をさらに向上させた。経験則による解析によると、ITERでは十分な裕度をもって10以上のQを達成できる。理論モデルを用いた解析によれば、10以上のQを達成するためには3.2-5.3keV以上の周辺ペデスタル温度が必要であるが、ペデスタルの比例則によると、この程度のペデスタル温度は達成可能である。タイプIのELMに伴う熱負荷は高密度運転によって許容範囲に低減できる可能性がある。もし必要であればダイバータ板をさらに傾斜させ、さらに熱流束密度を低減させることもできる。高磁場側からペレット入射によってQを増加させELM熱負荷を低減できる可能性がある。また閉じ込め性能とベータ値への要求度がより少ない定常運転シナリオを開発した。このような運転領域で必要となる抵抗性壁モードの安定化は、真空容器が二重構造を持つことを考慮しても現有のコイル及び電源で実現可能であることを明らかにした。

論文

Overview of physics basis for ITER

Mukhovatov, V.*; 嶋田 道也; Chudnovskiy, A. N.*; Costley, A. E.*; Gribov, Y.*; Federici, G.*; Kardaun, O. J. F.*; Kukushkin, A. S.*; Polevoi, A. R.*; Pustovitov, V. D.*; et al.

Plasma Physics and Controlled Fusion, 45(12), p.235 - 252, 2003/12

 被引用回数:46 パーセンタイル:80.66(Physics, Fluids & Plasmas)

ITERはDT燃焼によって約0.5GWの核融合エネルギーを発生する最初の磁場閉じ込め装置である。最近の2, 3年の間に得られた研究成果によって、ITERのHモード運転においてQ$$>$$10を達成できることがほぼ確実となった。それらには、三角形度を高くすることによって得られたグリーンワルド密度付近における良好なHモード閉じ込め,理論モデルに基づく炉心プラズマ閉じ込めの予測の改良,D/Tイオンとヘリウム中性粒子との弾性衝突を考慮したダイバータモデル計算によるヘリウム灰除去効率の改善,NTM(新古典テアリング・モード)のフィードバック制御による$$beta$$値の改善,ELM物理の理解の進展とELM緩和法の開発,ディスラプション緩和法の検証などがある。ITERはその機動性を用いて定常及び中間領域(ハイブリッド)運転を行うことも可能である。この論文においては、おもに誘導運転のプラズマ性能、及び定常運転のために要請される性能について議論を行う。

論文

Comparison of ITER performance predicted by semi-empirical and theory-based transport models

Mukhovatov, V.*; 下村 安夫; Polevoi, A. R.*; 嶋田 道也; 杉原 正芳; Bateman, G.*; Cordey, J. G.*; Kardaun, O. J. F.*; Pereverzev, G. V.*; Voitsekhovich, I.*; et al.

Nuclear Fusion, 43(9), p.942 - 948, 2003/09

 被引用回数:40 パーセンタイル:76.91(Physics, Fluids & Plasmas)

ITER のQの値=(核融合出力)/(補助加熱入力) を3つの異なる方法を用いて予測し比較した。第1の方法は経験的な閉じ込め時間比例則及び規定された輸送係数の分布を用いる。第2のアプローチは規格化パラメータをITERに類似した値に規定した放電に基づく外挿(ITER相似実験)を用いる。第3のアプローチは部分的に理論に基づいた輸送モデルに基づく。プラズマ電流15MA、プラズマ密度がグリーンワルド密度を15%下回る密度の条件ではITERH-98(y,2)比例則によるエネルギ-閉じ込め時間は3.7秒、標準偏差が14%である。第1の方法によってQの範囲を予測すると、補助加熱入力40MWの場合[6-15]である。また、良好なELMy Hモード閉じ込めが得られる範囲で補助加熱入力を最小に設定した場合は[6-30]である。JETにおけるITER相似実験による予測、及び、理論に基づいたモデルによる予測は、閉じ込め時間の経験則による予測と、不確定性の範囲内で一致する。

論文

Scaling of H-mode edge pedestal pressure for a Type-I ELM regime in tokamaks

杉原 正芳; Mukhovatov, V.*; Polevoi, A.*; 嶋田 道也

Plasma Physics and Controlled Fusion, 45(9), p.L55 - L62, 2003/09

 被引用回数:37 パーセンタイル:74.04(Physics, Fluids & Plasmas)

トカマクのHモード時の周辺ペデスタル圧力に関する従来の比例則を、形状因子の導入により改良した。この 形状因子の物理背景は、磁気井戸効果により限界圧力勾配が高くなることである。すなわち磁気井戸が深くなるに従い、ピーリングモードと理想バルーニングモードは分離され、限界圧力勾配は中間領域モード数により決まることになり、限界値は大幅に高くなる。この改良された比例則はITERデータベースに格納されたASDEX-U, JET, DIII-D及びJT-60Uのデータをうまく再現する。

論文

Modeling of the current hole in a tokamak

Chankin, A. V.; Mukhovatov, V. S.*; 藤田 隆明; 三浦 幸俊

Europhysics Conference Abstracts (CD-ROM), 26B, 4 Pages, 2002/00

電流ホールのあるプラズマの平衡を解析するため、誘導電流+外部電流,自発電流及びPfirsh-Schluter電流を分けて扱うことができる新しいコードを開発した。電流ホール近傍をこのコードで解析した結果、電流ホールの端ではこのPfirsh-Schluter電流が支配的であり、実験的に観測されている、電流ホールのすぐ外側における急峻な電流勾配の大部分を占めていることがわかった。このような大きなPfirsh-Schluter電流は、電流ホールの強磁場側の端において局所的なX点形成を促進する負の電流を作り出すことが可能である。小半径方向に単調に増加するポロイダル磁場を有する現実的な平衡解を得るためには、Pfirsh-Schluter電流による負の電流を打ち消すために十分大きな誘導電流+外部駆動電流が電流ホールの端で流れてる必要がある。

論文

Theory of neoclassical tearing modes and its application to ITER

Pustovitov, V. D.*; Mikhailovskii, A. B.*; 小林 則幸*; Konovalov, S. V.*; Mukhovatov, V. S.*; Zvonkov, A. V.*

Proceedings of IAEA 18th Fusion Energy Conference (CD-ROM), 5 Pages, 2001/00

新古典型テアリングモード(NTM)はITERプラズマの$$beta$$値を著しく低くする恐れがあるためNTMの安定化が大きな課題である。まず安定化に対する分極電流の効果を調べ、プラズマ中の平衡電界と壁抵抗の結合が強くなければ、分極電流は安定化に寄与することを示した。電子サイクロトロン周波数の高周波をNTMアイランドに入射して電流を流すことにより、NTMの安定化を図る予定である。アイランドが成長する初期の段階(約10cm)で電流駆動を開始することにより、入射電力を18MWまで減らせる可能性があることを示した。この値は現在ITERのECH&CD装置で想定している20MWの入射能力の範囲内にあり有望である。

論文

Plasma operation of RTO/RC ITER

松本 宏; Boucher, D.*; Mukhovatov, V.*

26th European Physical Society Conference on Controlled Fusion and Plasma Physics (CD-ROM), 4 Pages, 1999/00

低コスト・オプションITERはQ~10、核融合出力500MWを約500秒維持することを設計条件としている。また非誘導放電によるQ~5の定常プラズマ運転の達成も設計目標となっている。現在検討が進められている低コスト・オプションITERの運転性能を1次元トカマク・シミュレーション・コード、PRETORを用いて誘導放電/高Q運転モード、非誘導/定常運転モード時につき、予測した結果を発表する。また中性子を発生させない水素プラズマでの運転は、ITERの初期立ち上げ調整運転として重要であるが、物理実験の見地からも非核環境下で行う低コスト実験フェーズとして意味がある。PRETORコードを用いて水素プラズマでの運転領域、特性を予測した結果も発表する。

口頭

An Assessment of ITER scenarios under varying assumptions of NBI and LHCD capability

及川 聡洋; Polevoi, A. R.*; Mukhovatov, V.*; 嶋田 道也; Bonoli, P.*; Campbell, D.*; Chuyanov, V.*

no journal, , 

現在行われているITERの設計評価ではNBIのエネルギーを下げる提案がされているので、さまざまな設計の可能性に対してNB入射によるプラズマ性能を評価した。重水素-三重水素運転ではHモード遷移境界を超え良い閉じ込めが得られる領域に到達できる。軽水素運転ではNBIの突抜のためエネルギーを500keV以下にする必要があり、Hモード運転領域も狭い。エネルギーを500keVまで下げるとITERのミッション達成に必要な高密度で中心加熱ができない。電流駆動は750keVにすると20%効率が落ち、定常運転シナリオを描くことが困難になる。回転は750keVにすると13%増えるが、最近の実験成果に基づくと1MeVで予測される回転でもMHD不安定性を抑制できる。また、加熱電流駆動装置の増力オプションの一つであるLHCDを使ったITERの定常運転シナリオを、新たにLHCD物理コードを組み込んだ輸送コードを使って評価した。現在の実験結果からみて妥当な閉じ込め改善度HH=1.4を仮定すると、プラズマ電流の93%を非誘導電流でまかなえ、放電時間もITERの装置制限で決まる時間一杯まで可能なことを明らかにした。

口頭

Physics assessment of the NBI capability in ITER plasmas

及川 聡洋; Polevoi, A. R.*; Mukhovatov, V.*; 坂本 宜照; 鎌田 裕; 嶋田 道也*; Campbell, D. J.*; Chuyanov, V.*; Schunke, B.*; Tanga, A.*; et al.

no journal, , 

現在行われているITERの設計評価では、MHD不安定性抑制に必要なプラズマ回転を増やすためにNBIのエネルギーを下げる提案がされている。そこでさまざまな設計の可能性に対してNB入射によるプラズマ性能を評価した。外部加熱電力によってHモードを得られる運転領域を評価したところ、重水素-三重水素運転ではHモード遷移境界を十分に超え良い閉じ込めが得られる領域に到達できる。軽水素運転ではNBIの突抜のためエネルギーを500keV以下にする必要がある。しかしながらビームエネルギーを500keVまで下げるとITERのミッション達成に必要な$$10^{20}/m^3$$程度の高密度で中心加熱ができないことから、DT運転ではより高いビームエネルギーが必要である。ビームエネルギーを750keVにすると回転は13%増えるが電流駆動は20%効率が落ち、定常運転シナリオを描くことが困難になる。したがってDT運転では1MeVのNBが必要である。ITERでは放電中にビームエネルギーの変化を通してNB入射パワーを変化させることができ、NBIを使ってプラズマ圧力をMHD安定性限界を超えないように実時間制御することが可能である。

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