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論文

Development of advanced inductive scenarios for ITER

Luce, T. C.*; Challis, C. D.*; 井手 俊介; Joffrin, E.*; 鎌田 裕; Politzer, P. A.*; Schweinzer, J.*; Sips, A. C. C.*; Stober, J.*; Giruzzi, G.*; et al.

Nuclear Fusion, 54(1), p.013015_1 - 013015_15, 2013/12

 被引用回数:17 パーセンタイル:21.5(Physics, Fluids & Plasmas)

The ITPA IOS group has coordinated experimental and modeling activity on the development of advanced inductive scenarios for applications in the ITER tokamak. This report documents the present status of the physics basis and the prospects for applications in ITER. The key findings are: (1) inductive scenarios capable of higher $$beta_{rm N} ge 2.4$$ than the ITER baseline scenario ($$beta_{rm N} = 1.8$$) with normalized confinement at or above the standard H-mode scaling have been established under stationary conditions on the four largest diverted tokamaks (AUG, DIII-D, JET, JT-60U) in a broad range in $$q_{rm 95}$$ and density; (2) MHD modes can play a key role in reaching stationary high performance, but also define the stability and confinement limits; (3) the experiments have yielded clearer measurements of the normalized gyroradius scalin; and (4) coordinated modeling activity supports the present research by clarifying the most significant uncertainties in the projections to ITER.

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:32 パーセンタイル:13.4(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

ECRH assisted plasma start-up with toroidally inclined launch; Multi-machine comparison and perspectives for ITER

Stober, J.*; Jackson, G. L.*; Ascasibar, E.*; Bae, Y.-S.*; Bucalossi, J.*; Cappa, A.*; Casper, T.*; Cho, M. H.*; Gribov, Y.*; Granucci, G.*; et al.

Proceedings of 23rd IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2010) (CD-ROM), 8 Pages, 2010/10

ECRH assisted plasma breakdown is foreseen with full and half magnetic field in ITER. As reported earlier, the corresponding O1- and X2-schemes have been successfully used for pre-ionisation and breakdown assist in present day devices. This contribution reports on common experiments studying the effect of toroidal inclination of the ECR beam, which is $$ge 20^circ$$ in ITER. All devices could demonstrate successful breakdown assist also for this case, although in some experiments the necessary power was almost a factor of two higher compared to perpendicular launch. Differences between the devices with regard to the required power and vertical field are discussed and analysed. In contrast to most of these experiments, ITER will build up loop voltage prior to the formation of the field null due to the strong shielding by the vessel. Possible consequences of this difference are discussed.

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

Validation of on- and off-axis neutral beam current drive against experiment in DIII-D

Park, J. M.*; 村上 和功*; Petty, C. C.*; Heidbrink, W. W.*; Osborne, T. H.*; Holcomb, C. T.*; Van Zeeland, M. A.*; Prater, R.*; Luce, T. C.*; Wade, M. R.*; et al.

Physics of Plasmas, 16(9), p.092508_1 - 092508_10, 2009/09

 被引用回数:17 パーセンタイル:36.8(Physics, Fluids & Plasmas)

DIII-Dにおいてプラズマを垂直方向に変位させることで、プラズマ周辺部(off-axis)での中性粒子ビーム電流駆動(NBCD)を実証した。モーショナルシュタルク効果計測により測定した磁力線ピッチ角の時間変化からポロイダル磁束の時間変化を評価し、小半径の半分程度にピークを持ち空間的に広がったoff-axis NBCD分布を示す結果を得た。多くの場合、測定したoff-axis NBCD分布は有限軌道効果を考慮した軌道追跡モンテカルロコードによる高速イオンの減速計算によるものと一致する。中性化した高速イオンが発するD$$alpha$$光の2次元イメージング計測によるとビームイオン密度分布は凹状になっており古典的な減速の描像と一致する。NB駆動電流の大きさはビームと磁力線のなす角と関係しており、両者のなす角が小さくなるように選ぶことでoff-axis NBCDの効率は中心部(on-axis)NBCDと同程度によくすることができる。測定したoff-axis NBCDは入射パワーとともに増加するが、高パワーにおいて測定と計算が合うためには計算に適度な高速イオン拡散を入れる必要がある。

論文

Off-axis neutral beam current drive for advanced scenario development in DIII-D

村上 和功*; Park, J. M.*; Petty, C. C.*; Luce, T. C.*; Heidbrink, W. W.*; Osborne, T. H.*; Prater, R.*; Wade, M. R.*; Anderson, P. M.*; Austin, M. E.*; et al.

Nuclear Fusion, 49(6), p.065031_1 - 065031_8, 2009/06

 被引用回数:37 パーセンタイル:14.31(Physics, Fluids & Plasmas)

DIII-Dでは、小半径の50%という周辺部で電流駆動できるようにするために、2つの中性粒子ビーム(NB)の垂直方向角度を可変とする改造を計画している。計算によると、NBを下側に向けた場合には、プラズマ電流とトロイダル磁場が同方向の場合に電流駆動効率が大きくなる。この効果は大きく、ITERでの計算では現状のトロイダル磁場の方向を反転させると周辺部NB駆動電流は20%以上増加する。この計算結果を検証するためにDIII-Dでプラズマを上下方向に寄せることでNBに対する磁力線の角度を変化させ、そのときの周辺部NB駆動電流を調べた。MSE計測によるとNB駆動電流は計算通り40$$sim$$45%変化した。この結果から、DIII-DのNBに垂直方向角度を可変とする改造を行うことで、ITERや将来のトカマクのためのシナリオ開発を強力に推進できるだけでなく、輸送・高エネルギー粒子・加熱電流駆動の物理を自在に調べられるようになることが期待される。

論文

Stabilization and prevention of the 2/1 neoclassical tearing mode for improved performance in DIII-D

Prater, R.*; La Haye, R. J.*; Luce, T. C.*; Petty, C. C.*; Strait, E. J.*; Ferron, J. R.*; Humphreys, D. A.*; 諌山 明彦; Lohr, J.*; 長崎 百伸*; et al.

Nuclear Fusion, 47(5), p.371 - 377, 2007/05

 被引用回数:50 パーセンタイル:10.38(Physics, Fluids & Plasmas)

DIII-Dの高ベータ放電においては$$m=2$$/$$n=1$$の新古典テアリングモード(NTM)が発生し、閉じ込め性能を大幅に劣化させ、また高頻度でディスラプションを引き起こす($$m$$, $$n$$はそれぞれポロイダルモード数及びトロイダルモード数)。NTMに起因する磁気島の発生場所に局所的に電子サイクロトロン電流駆動(ECCD)を行いNTMを安定化することにより、導体壁がないときのキンク限界までプラズマ圧力を高めることに成功した。モーショナル・シュタルク効果計測の結果を反映した実時間平衡計算により、NTMの安定化後もECCD位置を補正をし続けてNTMの発生を抑制した。同様の手法でNTMが発生する前からECCDを行うことにより、NTMの発生を予防し4%を超えるベータ値のプラズマを得ることに成功した。またNTMの予防に必要なパワーに関して、修正Rutherford式を用いた予測値と実験から得られた閾値でよい一致を示すことが明らかになった。

論文

Prevention of the 2/1 neoclassical tearing mode in DIII-D

Prater, R.*; La Haye, R. J.*; Luce, T. C.*; Petty, C. C.*; Strait, E. J.*; Ferron, J. R.*; Humphreys, D. A.*; 諌山 明彦; Lohr, J.*; 長崎 百伸*; et al.

Proceedings of 21st IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2006) (CD-ROM), 8 Pages, 2007/03

DIII-Dでは、ITERハイブリッドシナリオと同等の運転領域で局所的な電子サイクロトロン電流駆動(ECCD)を用いることにより、m/n=2/1の新古典テアリングモード(NTM)の発生を予防することに成功した($$m$$はポロイダルモード数,$$n$$はトロイダルモード数)。モーショナルシュタルク効果計測の結果を用いて実時間で平衡計算を行い$$q=2$$の場所を追跡することが可能になった結果、NTMが発生していなくても$$q=2$$の場所に電流駆動を行うことが可能となった。この制御システムを用い、ITERハイブリッドシナリオと同等の運転領域で2/1モードを回避し、良好な閉じ込め性能を1秒間以上維持することに成功した。このときのベータ値は、導体壁がないときの理想キンクモードの安定性限界と同等であった。またこの実験結果は、修正Rutherford式を使ったモデル計算でよく説明できることも明らかになった。

論文

Development of completely Solenoidless tokamak operation in JT-60U

牛込 雅裕*; 井手 俊介; 伊藤 智之*; 上瀧 恵里子*; 御手洗 修*; 白岩 俊一*; 鈴木 隆博; 高瀬 雄一*; 田中 茂利*; 藤田 隆明; et al.

Nuclear Fusion, 46(2), p.207 - 213, 2006/02

 被引用回数:11 パーセンタイル:57.36(Physics, Fluids & Plasmas)

中心ソレノイド(CS)を全く用いない、トカマクプラズマの立ち上げに関する研究成果についての論文。JT-60トカマクにおいて、完全CS無しの状態でヌル点が存在しない場合でも電子サイクロトロン波(ECRF)入射と外部ポロイダルコイルの電流変化で100kAのプラズマ電流(Ip)が立ち上がることを実証した。立ち上げに必要な条件(ECRFパワー,トロイダル磁場等)を明らかにした。また、CSをほとんど用いない状態で中性粒子ビーム(NB)のみによりIp=260kAを1秒維持することに功した。さらに同様の条件で、ECRFとNBのみでIpを215kAから310kAへランプアップさせることに成功した。高閉込め負磁気シア放電において、自発電流によるオーバードライブを示す結果を得た。

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