Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
石澤 明宏*; 井戸村 泰宏; 今寺 賢志*; 糟谷 直宏*; 菅野 龍太郎*; 佐竹 真介*; 龍野 智哉*; 仲田 資季*; 沼波 政倫*; 前山 伸也*; et al.
プラズマ・核融合学会誌, 92(3), p.157 - 210, 2016/03
幅広いアプローチ協定に基づいて国際核融合エネルギー研究センター(IFERC)の計算機シミュレーションセンター(CSC)に設置された高性能計算機システムHeliosは、2012年1月に運用を開始し、日欧の磁気核融合シミュレーション研究に供用され、高い利用率の実績を示すとともに、炉心プラズマ物理から炉材料・炉工学にわたる広い分野で多くの研究成果に貢献している。本プロジェクトレビューの目的は、国内の大学や研究機関においてHeliosを利用して進められているシミュレーション研究プロジェクトとその成果を一望するとともに、今後予想される研究の進展を紹介することである。はじめにIFERC-CSCの概要を示した後、各研究プロジェクト毎にその目的、用いられる計算手法、これまでの研究成果、そして今後必要とされる計算を紹介する。
吉田 麻衣子; 本多 充; 成田 絵美*; 林 伸彦; 浦野 創; 仲田 資季; 宮戸 直亮; 竹永 秀信; 井手 俊介; 鎌田 裕
Nuclear Fusion, 55(7), p.073014_1 - 073014_9, 2015/07
被引用回数：14 パーセンタイル：57.79(Physics, Fluids & Plasmas)多くのトカマク装置では電子サイクロトロン加熱(ECH)時に熱や粒子の輸送が増大することが観測されており、ITERではECHを伴う運転シナリオの開発にとって重要な課題となっている。この課題を解決するために、JT-60Uの正磁気シアHモード放電、内部輸送障壁を伴う弱磁気シア放電と負磁気シア放電において、ECH印加時に熱及び粒子輸送が増加しない条件を調査した。その結果、トロイダル回転シアが負の大きい値をとる条件では、電子サイクロトロン加熱時のイオン熱輸送の上昇が抑えられることが分かった。この条件は、イオン温度対電子温度の比や、電子加熱パワーに寄らないことを明らかにした。磁気シアが負の値をとる条件では、その値の大きさに寄らず、電子熱輸送と粒子輸送が増加しないことが分かった。これらの結果は、ITERでのECH加熱シナリオの開発や電子加熱が主体となるITER及び原型炉でのプラズマ輸送特性の予知に重要な知見を与える。
本多 充; 佐竹 真介*; 鈴木 康浩*; 吉田 麻衣子; 林 伸彦; 神谷 健作; 松山 顕之; 篠原 孝司; 松永 剛; 仲田 資季; et al.
Nuclear Fusion, 55(7), p.073033_1 - 073033_11, 2015/07
被引用回数：7 パーセンタイル：28.43(Physics, Fluids & Plasmas)The integrated simulation framework for toroidal momentum transport is developed, which self-consistently calculates the neoclassical toroidal viscosity (NTV), the radial electric field 
and the resultant toroidal rotation 
together with the scrape-off-layer(SOL)-physics based boundary model. The coupling of three codes, the 1.5D transport code, TOPICS, the 3D equilibrium code, VMEC and the 3D 
drift-kinetic equation solver, FORTEC-3D, makes it possible to calculate the NTV due to the non-axisymmetric perturbed magnetic field caused by toroidal field coils. Analyses reveal that the NTV significantly influences in JT-60U and holds the key to determine the NTV profile. The sensitivity of the profile to the boundary rotation necessitates a boundary condition modelling for toroidal momentum. Owing to the high-resolution measurement system in JT-60U, the gradient is found to be virtually zero at the separatrix regardless of toroidal rotation velocities. Focusing on , the boundary model of toroidal momentum is developed in conjunction with the SOL/divertor plasma code D5PM. This modelling realizes self-consistent predictive simulations for operation scenario development in ITER.
浦野 創; 仲田 資季; 相羽 信行; 久保 博孝; 本多 充; 林 伸彦; 吉田 麻衣子; 鎌田 裕; JT-60チーム
Nuclear Fusion, 55(3), p.033010_1 - 033010_9, 2015/03
被引用回数：40 パーセンタイル：89.45(Physics, Fluids & Plasmas)JT-60UにおけるHモードプラズマへのアルゴン入射効果を調べた。従来のHモードでは密度の増加とともに閉じ込め性能は低下するが、アルゴン入射によって閉じ込め劣化を回避することができる。特に高密度領域ではアルゴン入射によって電子密度分布は中心ピーク型となり、周辺及びコア部の温度が上昇する。アルゴン入射時にはELM周波数が大きく低減するが、これは主プラズマ領域での放射損失の増大によりセパラトリクスを通過するパワーが減少するためである。アルゴン入射による周辺プラズマ圧力自体の増加は小さいことが分かった。
本多 充; 佐竹 真介*; 鈴木 康浩*; 吉田 麻衣子; 林 伸彦; 神谷 健作; 松山 顕之; 篠原 孝司; 松永 剛; 仲田 資季; et al.
Proceedings of 25th IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2014) (CD-ROM), 8 Pages, 2014/10
The integrated framework for toroidal momentum transport is developed, which self-consistently calculates the neoclassical toroidal viscosity (NTV), the radial electric field and resultant toroidal rotation together with the scrape-off-layer (SOL) physics-based boundary model. The coupling of three codes, TOPICS, VMEC and FORTEC-3D, can calculate rotation caused by the NTV due to the non-axisymmetric perturbed magnetic field caused by toroidal field coils. It is found that the NTV influences toroidal rotation in JT-60U and holds the key to determine the NTV profile. The sensitivity of the toroidal rotation profile to the boundary rotation necessitates the boundary condition modeling. From the measurement in JT-60U, the gradient is found to be insensitive at the separatrix. Focusing on , the boundary model of toroidal momentum is developed in conjunction with the SOL/divertor plasma code. This modeling realizes self-consistent predictive simulations for operation scenario development in ITER.
浦野 創; 仲田 資季; 相羽 信行; 久保 博孝; 本多 充; 吉田 麻衣子; 林 伸彦; 鎌田 裕; JT-60チーム
Europhysics Conference Abstracts (Internet), 38F, p.P4.018_1 - P4.018_4, 2014/06
JT-60UにおけるHモードプラズマへのアルゴン入射効果を調べた。従来のHモードでは密度の増加とともに閉じ込め性能は低下するが、アルゴン入射によって閉じ込め劣化を回避することができる。特に高密度領域ではアルゴン入射によって周辺及びコア部の温度が上昇し、電子密度分布は中心ピーク型となる。アルゴン入射時にはELM周波数が大きく低減するが、これは主プラズマ領域での放射損失の増大によりセパラトリクスを通過するパワーが減少するためである。アルゴン入射による周辺プラズマ圧力自体の増加は小さいことが分かった。
吉田 麻衣子; 篠原 孝司; 林 伸彦; 諫山 明彦; 神谷 健作
プラズマ・核融合学会誌, 89(12), p.887 - 889, 2013/12
2013年の秋季に、国際トカマク物理活動(ITPA)に関する5グループ(高エネルギー粒子物理、輸送と閉じ込め物理、統合運転シナリオ、ペデスタル物理、MHD安定性のトピカルグループ)の会合が開催された。高エネルギー粒子物理トピカルグループ会合は、中国の北京市で開催され、参加者は約30名、発表件数は28件であった。輸送と閉じ込め物理トピカルグループ、統合運転シナリオトピカルグループ、ペデスタル物理トピカルグループは、福岡県の春日市で開催され、パラレル合同セッションが半日設けられた。輸送と閉じ込め物理トピカルグループ会合の参加者数は36名、発表件数はパラレル合同セッションも含めて43件であった。ペデスタル物理トピカルグループ会合の参加者は35名、統合運転シナリオトピカルグループ会合の参加者数は30名であった。MHD安定性トピカルグループ会合は、中国の合肥市で開催され、参加者は51名であった。ぞれぞれのグループにおいて、ITERでの課題解決に向けた研究報告や議論がなされた。次回の会合は2014年の春季に開催予定である。
本多 充; 佐竹 真介*; 鈴木 康浩*; 松永 剛; 井手 俊介; 吉田 麻衣子; 林 伸彦
Europhysics Conference Abstracts (Internet), 37D, p.P1.182_1 - P1.182_4, 2013/07
For simulations of toroidal rotation with the neoclassical toroidal viscosity (NTV) included, the framework of the collaborative execution of the integrated code TOPICS with the 3D equilibrium code VMEC and the 3D neoclassical transport code FORTEC-3D has been developed. In tokamaks, toroidally-asymmetric components of the magnetic field exist and they produce the neoclassical toroidal viscosity. The neoclassical toroidal viscosity damps or sometimes accelerates toroidal rotation towards a certain rotation level, called the offset rotation. The contribution of the neoclassical toroidal viscosity to toroidal rotation has been investigated in JT-60SA plasmas. The simulations show that even the smaller ripple amplitude produces a non-negligible amount of the NTV torque that is almost comparable to the NBI torque.
本多 充; 井手 俊介; 滝塚 知典*; 林 伸彦; 吉田 麻衣子; 矢木 雅敏; 藤田 隆明
Nuclear Fusion, 53(7), p.073050_1 - 073050_11, 2013/07
被引用回数：22 パーセンタイル：69.61(Physics, Fluids & Plasmas)A toroidal momentum solver has been modeled and integrated into the 1.5D integrated transport code TOPICS. A scheme that can uniquely determine the radial electric field without an iterative calculation has been developed. It is also used to compute the parallel and toroidal flows for each species based on the neoclassical transport theory. The combination of TOPICS and the orbit-following Monte Carlo code OFMC enables us to self-consistently predict the evolution of not only the density, temperature and safety factor but also the toroidal momentum, following . The framework developed has been tested against JT-60U experiments and showed the predictive capability of toroidal rotation. Rapid toroidal rotation can be hardly expected in ITER if it is solely driven by neutral beam injection, whereas the residual stress may potentially generate the torque comparable to or greater than that by neutral beams.
本多 充; 林 伸彦; 滝塚 知典*; 吉田 麻衣子; 藤田 隆明
Proceedings of 24th IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2012) (CD-ROM), 8 Pages, 2013/03
A toroidal momentum solver has been derived for the 1.5D integrated transport code TOPICS from the equation of motion. A novel scheme that can uniquely determine the radial electric field Er without iterative calculations has also been modeled based on the neoclassical transport theory. The combination of TOPICS and OFMC enables us to predict the evolution of not only the density, temperature and safety factor but also the toroidal momentum and . The framework developed has been tested against experiments and showed the predictive capability of toroidal rotation profile. Several time-dependent simulations in which toroidal rotation and play a important role have been carried out, showing that the turbulence suppression due to the steep Er gradient is of crucial importance in the formation of transport barriers and the direction of toroidal rotation significantly alters the confinement via the change in .
吉田 麻衣子; 諫山 明彦; 浦野 創; 河野 康則; 濱松 清隆; 林 伸彦
プラズマ・核融合学会誌, 87(12), p.849 - 852, 2011/12
2011年の秋季に国際トカマク物理活動(ITPA)に関する全6グループの会合が各グループ独立に開催された。「MHD安定性」はイタリアのバドバで開催され日本からは2名の会議参加があった。「輸送と閉じ込め物理」はフランスのカダラッシュで開催され日本からは2名の参加があった。「統合運転シナリオ」は日本の京都大学で開催され日本からは6名の参加があった。「ペデスタル物理」はイギリスのヨークで開催され日本からは3名の参加があった。「高エネルギー粒子物理」は米国のオースチンで開催され日本からは4名の参加があった。「計測」は中国の合肥で開催され日本からは2名の参加があった。それぞれ、各極の関係者と国際装置間比較実験、ITERの物理に関する今後の課題、及び、各グループの活動計画の議論が行われた。なお、次回会合は2012年の春季に開催される予定である。これらの会合の概要をまとめて報告する。
Litaudon, X.*; 坂本 宜照; de Vries, P. C.*; Salmi, A.*; Tala, T.*; Angioni, C.*; Benkadda, S.*; Beurskens, M. N. A.*; Bourdelle, C.*; Brix, M.*; et al.
Nuclear Fusion, 51(7), p.073020_1 - 073020_13, 2011/07
被引用回数：8 パーセンタイル：34.5(Physics, Fluids & Plasmas)内部輸送障壁の発生機構や構造形成は、装置や運転シナリオによって多様性があることが知られている。その多様性を理解するために、装置サイズがほぼ同じのJT-60と英国のJET装置において、同様の運転シナリオで形成した内部輸送障壁の輸送特性の比較を行った。特に、両装置のプラズマ形状,規格化衝突周波数,規格化ラーモア半径等の無次元変数を揃えた場合に着目した。その結果、内部輸送障壁の形成機構については、共通の形成条件があるが、定常状態での密度分布に大きな差異があることが明らかになった。この差異は、中心付近の磁気シアの違いに起因していると考えられる。
諫山 明彦; 榊原 悟*; 古川 勝*; 松永 剛; 山崎 耕造*; 渡邊 清政*; 井戸村 泰宏; 坂本 宜照; 田中 謙治*; 田村 直樹*; et al.
プラズマ・核融合学会誌, 86(6), p.374 - 377, 2010/06
この会合報告は、2010年春に開催された国際トカマク物理活動(ITPA)の会合報告を取りまとめたものである。取りまとめたトピカルグループは"MHD安定性", "輸送と閉じ込め物理", "統合運転シナリオ", "ペデスタル物理"及び"高エネルギー粒子物理"の計5グループである。報告内容は、各トピカルグループの国内委員により、各会合で発表されたITER実現に向けた物理課題の解析結果や装置間比較実験報告、また次回会合までに行うべき課題などについてである。
長壁 正樹*; 篠原 孝司; 東井 和夫*; 藤堂 泰*; 濱松 清隆; 村上 定義*; 山本 聡*; 井戸村 泰宏; 坂本 宜照; 田中 謙治*; et al.
プラズマ・核融合学会誌, 85(12), p.839 - 842, 2009/12
この会合報告は、2009年秋に開催された国際トカマク物理活動(ITPA)の会合報告を取りまとめたものである。取りまとめたトピカルグループは"高エネルギー粒子物理", "輸送と閉じこめ物理", "ペデスタル物理", "MHD安定性", "計測"、及び"統合運転シナリオ"の計6グループである。報告内容は、各トピカルグループの国内委員により、各会合で発表されたITER実現に向けた物理課題の解析結果や装置間比較実験結果報告、また次回会合までに行うべき課題などについてである。
居田 克巳*; 坂本 宜照; 吉沼 幹朗*; 竹永 秀信; 永岡 賢一*; 林 伸彦; 大山 直幸; 長壁 正樹*; 横山 雅之*; 舟場 久芳*; et al.
Nuclear Fusion, 49(9), p.095024_1 - 095024_9, 2009/09
被引用回数：29 パーセンタイル：72.01(Physics, Fluids & Plasmas)LHDヘリオトロン装置とJT-60Uトカマク装置におけるイオン系内部輸送障壁形成と不純物輸送のダイナミックスの比較について分析した。特に、両装置においてイオン温度等を測定する荷電交換分光装置の高性能化が行われ、次のような新しい知見を得ることができた。まず、内部輸送障壁の形成位置について、JT-60Uでは形成位置が外側へ拡大しつつ局在化するが、LHDではターゲットプラズマに依存して内側あるいは外側に移動する。また、不純物輸送に関しては、JT-60Uでは内向きの対流があるのに対して、LHDでは外向きの対流によって不純物ホールが形成されることを明らかにした。LHDにおいて観測された外向きの対流は、新古典理論の予想と相反しており、今後さらなる分析を行う予定である。
井戸村 泰宏; 吉田 麻衣子; 矢木 雅敏*; 田中 謙治*; 林 伸彦; 坂本 宜照; 田村 直樹*; 大山 直幸; 浦野 創; 相羽 信行; et al.
プラズマ・核融合学会誌, 84(12), p.952 - 955, 2008/12
2008年の秋季に、ITPAに関する6つの会合(「輸送と閉込め物理」,「周辺及びペデスタル物理」,「MHD安定性」,「統合運転シナリオ」,「高エネルギー粒子物理」,「スクレイプオフ層及びダイバータ物理」)が開催された。前回までのグループが再編成されグループ名も改称されるとともに、新議長,新副議長が就任し、各国の委員も更新された。各会合の詳細と次回会合の予定(開催日程,場所)等を報告する。
二宮 博正; 秋場 真人; 藤井 常幸; 藤田 隆明; 藤原 正巳*; 濱松 清隆; 林 伸彦; 細金 延幸; 池田 佳隆; 井上 信幸; et al.
Journal of the Korean Physical Society, 49, p.S428 - S432, 2006/12
現在検討が進められているJT-60のコイルを超伝導コイルに置き換える計画(トカマク国内重点化装置計画)の概要について述べる。本計画はITER及び原型炉への貢献を目指しているが、その位置づけ,目的,物理設計及び装置設計の概要,今後の計画等について示す。物理設計については、特に高い規格化ベータ値を実現するためのアスペクト比,形状因子及び臨界条件クラスのプラズマや完全非誘導電流駆動のパラメータ領域等について、装置については物理設計と整合した設計の概要について示す。
菊池 満; 玉井 広史; 松川 誠; 藤田 隆明; 高瀬 雄一*; 櫻井 真治; 木津 要; 土屋 勝彦; 栗田 源一; 森岡 篤彦; et al.
Nuclear Fusion, 46(3), p.S29 - S38, 2006/03
被引用回数：13 パーセンタイル：41.76(Physics, Fluids & Plasmas)トカマク国内重点化装置(NCT)計画は、大学における成果を取り込みつつJT-60Uに引き続き先進トカマクを進めるための国内計画である。NCTのミッションは発電実証プラントに向けて高ベータ定常運転を実現するとともに、ITERへの貢献を図ることである。高ベータ定常運転を実現するために、装置のアスペクト比,形状制御性,抵抗性壁モードの帰還制御性,電流分布と圧力分布の制御性の機動性と自由度を追求した。
土屋 勝彦; 秋場 真人; 疇地 宏*; 藤井 常幸; 藤田 隆明; 藤原 正巳*; 濱松 清隆; 橋爪 秀利*; 林 伸彦; 堀池 寛*; et al.
Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1599 - 1605, 2006/02
被引用回数：1 パーセンタイル：9.98(Nuclear Science & Technology)JT-60定常高ベータ装置(トカマク国内重点化装置)は、経済的な核融合炉の実現を目指した定常高ベータプラズマ運転の実証が重要なミッションの一つである。現在、プラズマ形状及びアスペクト比について広いパラメータ領域で研究を行えるように、装置の物理的・技術的設計検討を進めている。本装置の目標とする高ベータプラズマは、自由境界MHD安定性限界を超えた領域にあるため、電子サイクロトロン加熱による新古典テアリングモードの抑制に加えて、安定化板及び容器内コイルを用いた壁不安定性モードの抑制など、さまざまなMHD不安定性の制御手法を駆使する必要がある。それらを踏まえて、今回は、高ベータと臨界条件クラスのプラズマを同時に達成できるプラズマパラメータの解析評価、及び自由境界MHD安定性限界を超えた高ベータプラズマの非誘導電流駆動制御シナリオの検討結果について報告する。また、広いパラメータ領域で定常高ベータプラズマ運転を実現させるための装置設計の現状に関して、超伝導コイル及び放射線遮へい材を中心に報告する。
plasma operation玉井 広史; 秋場 真人; 疇地 宏*; 藤田 隆明; 濱松 清隆; 橋爪 秀利*; 林 伸彦; 堀池 寛*; 細金 延幸; 市村 真*; et al.
Nuclear Fusion, 45(12), p.1676 - 1683, 2005/12
被引用回数：15 パーセンタイル：45.53(Physics, Fluids & Plasmas)トカマク国内重点化装置の設計研究をまとめた。装置の設計は、プラズマのアスペクト比と形状制御性に関して自由度を広く確保できることが求められている。これは、ITERと平行して研究を進めるとともに、定常高ベータプラズマ運転についての科学的なデータベースをDEMOへ提供する観点から重要である。この目標に合致するように、プラズマのアスペクト比と形状の自由度の確保について、これまで比較的困難であったダイバータ排気性能との両立が図られるように装置設計を行った。この装置設計に基づいて、閉じ込め,安定性,電流駆動,ダイバータプラズマ等の物理性能を評価し、主目的である定常高ベータプラズマを実現するための制御方法を検討した。
