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論文

Simulation of VDE under intervention of vertical stability control and vertical electromagnetic force on the ITER vacuum vessel

宮本 斉児; 杉原 正芳*; 新谷 吉郎*; 中村 幸治*; 利光 晋一*; Lukash, V. E.*; Khayrutdinov, R. R.*; 杉江 達夫; 草間 義紀; 芳野 隆治*

Fusion Engineering and Design, 87(11), p.1816 - 1827, 2012/11

 被引用回数:14 パーセンタイル:71.39(Nuclear Science & Technology)

Vertical displacement events (VDEs) and disruptions usually take place under intervention of vertical stability (VS) control and the vertical electromagnetic force induced on vacuum vessels is potentially influenced. This paper presents assessment of the force that arises from the VS control in ITER VDEs using a numerical simulation code DINA. The focus is on a possible malfunctioning of the VS control circuit: radial magnetic field is unintentionally applied to the direction of enhancing the vertical displacement further. Since this type of failure usually causes the largest forces (or halo currents) observed in the present experiments, this situation must be properly accommodated in the design of the ITER vacuum vessel. DINA analysis shows that although the VS control modifies radial field, it does not affect plasma motion and current quench behavior including halo current generation because the vacuum vessel shields the field created by the VS control coils. Nevertheless, the VS control modifies the force on the vessel by directly acting on the eddy current carried by the conducting structures of the vessel. Although the worst case was explored in a range of plasma inductance and pattern of VS control, the result confirmed that the force is still within the design margin.

論文

TSC modelling approach to mimicking the halo current in ASDEX upgrade disruptive discharges

中村 幸治*; Pautasso, G.*; 杉原 正芳*; 宮本 斉児; 利光 晋一; 芳野 隆治; ASDEX Upgrade Team*

Proceedings of 37th European Physical Society Conference on Plasma Physics (EPS 2010) (CD-ROM), 4 Pages, 2010/06

ITERの真空容器及び容器内構造物への電磁力負荷の要因として特に重要なものは、VDE(垂直移動現象)の際に流れる大きなハロー電流である。これまでに、DINAコードによるJT-60のハロー電流解析の例は知られているものの、ハロー電流モデルの開発はまだ十分とは言えない状況である。最近、幾つかの実験グループによりハロー電流データが系統的に取得されており、軸対称2次元自由境界コードであるTSCによりデータを検証し、ハロー電流モデルを発展させることが必要とされている。本研究では、VDEの挙動と最大ハロー電流値の関係について理解を深めるため、ASDEXアップグレードのディスラプション放電を対象として解析を行った。高温のプラズマがゆっくりと下方向に動いていき、電流崩壊の間に急激な下方向VDEが起こるという観測結果を模擬するために、TSCにより系統的シミュレーションを行った。ハロー領域の温度と幅は、観測されているハロー電流値を再現するように決定した。この場合の下向きVDEの挙動は、実験での観測と良く一致した。ITERのディスラプション時のハロー電流挙動の予測を行うためには、ASDEXアップグレードの他の放電に対しても同様な解析を行っていくことが必要であり、現在実施中である。

論文

TSC simulation of ITER plasma termination scenario with stable H-L mode transition and avoidance of radiation collapse

中村 幸治*; 宮本 斉児; 利光 晋一; 杉江 達夫; 草間 義紀; 芳野 隆治

Proceedings of 36th European Physical Society Conference on Plasma Physics (CD-ROM), 4 Pages, 2009/07

新たに開発したD-T燃料供給・排気モデルを組み込んだトカマクシミュレーションコード(TSC)を用いて、15MAのプラズマ電流を200秒の間に1.5MAまで落とすITERの放電停止シナリオを評価した。プラズマ電流が10MAに減少した600秒の時点で、核燃焼$$alpha$$粒子加熱を止めるためNBの補助加熱を停止し、同時に、Hモード境界輸送障壁のペデスタル構造を意図的に取り除くことでエネルギー閉込めをHモードからLモードに切り替えた。これにより、真空容器内に中性粒子が蓄積する一方プラズマ密度が減少する様子や周辺自発電流の消滅、これによる内部インダクタンスの急増などH-Lモード遷移の際の詳細挙動を調べ、ITER排気システムの性能を評価した。さらに、H-Lモード遷移を起こすと放電を止めてしまう放射崩壊が発生する可能性があることを初めて示した。また、H-Lモード遷移後、170GHzのO-mode波を用いた電子サイクロトロン(EC)加熱をすることで放射崩壊のリスクを回避できることを明らかにした。

口頭

Modeling of neutrals for the analysis of the L-H/H-L transition effect on ITER operation scenario

宮本 斉児; 林 伸彦; 大山 直幸; 竹永 秀信; 利光 晋一; 杉江 達夫; 草間 義紀; 芳野 隆治

no journal, , 

ITERの運転において、高閉じ込めモード(Hモード)から通常の閉じ込めモード(Lモード)への遷移(H-L遷移)は制御系に対する大きな外乱であり、このときのプラズマの挙動をモデル化することは運転シナリオ構築の重要な課題である。特に、中性粒子を含めたプラズマ粒子密度の挙動を取り入れた解析が求められている。プラズマ電流立ち下げシナリオでは、制御性を確保するためHモードを保ち、内部インダクタンスの低いプラズマで途中まで電流を立ち下げる。その後プラズマをLモードに遷移させて放電を停止させるが、H-L遷移に伴って放出されるプラズマ粒子は中性化されて、プラズマに戻っていく。このとき真空排気能力が低いとプラズマの放射崩壊を引き起こす可能性があるため、燃料供給/排気系まで含めたシミュレーションが必要である。これまでの研究では、周辺プラズマ及びダイバーターの影響を考慮していなかったが、ダイバーター板表面でのプラズマイオンの中性化と周辺プラズマ中での中性粒子のイオン化は、プラズマ粒子密度の挙動に大きな影響を及ぼす。発表では、トカマクシミュレーションコード(TSC)へ周辺プラズマとダイバータープラズマのモデルを組込み、中性粒子密度,プラズマ密度の挙動に与える影響について調べた結果について述べる。

口頭

TSCコードによるITERシナリオ開発

宮本 斉児; 中村 幸治*; 利光 晋一; 杉江 達夫; 草間 義紀; 芳野 隆治; 林 伸彦; 大山 直幸; 竹永 秀信; 及川 聡洋*

no journal, , 

原子力機構ではトカマクシミュレーションコード(TSC)を使ったITERの運転シナリオ開発を行っている。TSCはプラズマの時間発展シミュレーションを行う数値コードであり、軸対称な円柱座標で磁気流体力学(MHD)方程式を解いている。これまでに、電子サイクロトロン加熱(ECH)/電流駆動(ECCD),中性粒子入射(NBI)加熱/電流駆動の(数値)モデルをTSCコードに組み込んできた。組み込んだECH/ECCDのモデルを用いて、ECによるプラズマ電流立ち上げ中の磁束抑制について解析し、ECによる電子加熱で磁束の抵抗による散逸が効果的に抑制されることを示した。また、最近著者らはITERサイズの装置においてH-L遷移がポロイダル磁場コイル制御系に及ぼす影響を調べるため、中性粒子の排気供給モデルの組み込みを進めている。TSCコードで用いる中性粒子モデルの開発計画についても発表を行う。

口頭

DINA analysis on effect of vertical position control on vertical force during VDE

宮本 斉児; 杉原 正芳*; 新谷 吉郎*; 中村 幸治*; 利光 晋一; 杉江 達夫; 草間 義紀; 芳野 隆治

no journal, , 

ITERのプラズマ制御システム(PCS)により、ポロイダル磁場(PF)コイルや真空容器内垂直安定化(VS)コイルに誤信号が送られると、現在の設計条件よりも大きな電磁力が真空容器に働く可能性がある。例えば、プラズマが下方向に動いているにもかかわらず、PCSがプラズマは上方向に移動していると誤検出した場合、PFコイルはプラズマをさらに下方向に押し遣る磁場を発生する。現在の真空容器電磁力の設計条件では、PFコイルは(短絡されていて)働かないと仮定されているため、垂直力は設計条件よりも大きくなる。実際、現在の実験装置ではこの場合に最大の垂直力が観測されている。最近の真空容器及び容器内VSコイルの設計変更を反映して更新されたDINAコードを用いて、PCSの垂直力への影響を解析した。さまざまな条件下でPCSが真空容器電磁力に及ぼす影響を評価したところ、真空容器電磁力は最大約10%大きくなることがわかった。しかしこれは、現在の真空容器電磁力の設計許容範囲に収まっており、PCSは真空容器電磁力に重大な影響を及ぼさないことが確認できた。

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