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篠原 孝司; 諫山 明彦; 鈴木 隆博; 吉田 麻衣子
プラズマ・核融合学会誌, 91(7), p.494 - 496, 2015/07
2015年の春季に国際トカマク物理活動(ITPA)に関する全4グループの会合が各グループ独立に開催された。「高エネルギー粒子物理」はフランスのITER機構で開催し日本からは2名の参加があった。「MHD安定性」はフランスのITER機構で開催し日本からは1名の参加があった。「統合運転シナリオ」はスペインのFusion for Energyで開催し日本からは3名の参加があった。「輸送と閉じ込め物理」はフランスのITER機構で開催し日本からは2名(TV会議参加)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。これらの会合の概要をまとめて報告する。なお、次回会合は2015年の秋季に各グループ独立に開催する予定である。
宮田 良明; 鈴木 隆博; 武智 学; 浦野 創; 井手 俊介
Review of Scientific Instruments, 86(7), p.073511_1 - 073511_13, 2015/07
被引用回数：5 パーセンタイル：24.1(Instruments & Instrumentation)トカマク装置における安定したプラズマ平衡制御のためには正確にプラズマ境界を決定する必要がある。コーシー条件面(CCS)法はプラズマ外部に置かれた磁気計測器から、コーシー条件を持つ仮想面外部の磁束分布を計算し、プラズマ境界を再構築する数学的手法である。JT-60SAにおいて、プラズマ形状再構築誤差が最小となる最適なCCSの形状や未知数の数は、プラズマの大きさに比例することが分かり、この条件を用いることでプラズマ形状再構築精度が大幅に改善した。JT-60SAにおけるCCS法を用いたプラズマ形状再構築精度の評価を報告する。
林 伸彦; 本多 充; 白石 淳也; 宮田 良明; 若月 琢馬; 星野 一生; 藤間 光徳; 鈴木 隆博; 浦野 創; 清水 勝宏; et al.
Europhysics Conference Abstracts (Internet), 39E, p.P5.145_1 - P5.145_4, 2015/06
Towards prediction and control of JT-60SA plasmas, we are developing codes/models which can describe physics/engineering factors, and integrating them to one code TOPICS. Physics modelling: Coupling with MINERVA/RWMaC code showed that MHD equilibrium variation by centrifugal force largely affects RWM stability and the toroidal rotation shear stabilizes RWM. Coupling with OFMC code for NB torques, 3D MHD equilibrium code VMEC and drift-kinetic code FORTEC-3D for NTV torque, and toroidal momentum boundary model, predicted the core rotation of 
2% of Alfv
n speed for a ITER hydrogen L-mode plasma. Coupling with core impurity transport code IMPACT showed the accumulation of Ar seeded to reduce the divertor heat load is so mild that plasma performance can be recovered by additional heating in JT-60SA steady-state (SS) scenario. Simulations coupled with MARG2D code showed that plasma current can be ramped-up to reach 
3 with MHD modes stabilized by ideal wall and with no additional flux consumption of central solenoid in JT-60SA. Engineering modelling: Coupling with integrated real-time controller showed that simultaneous control of 
and 
is possible at 4 in JT-60SA SS scenarios. MHD equilibrium control simulator MECS demonstrated equilibrium control during heating phase and collapse induced events within power supply capability of PF coils in JT-60SA.
若月 琢馬; 鈴木 隆博; 林 伸彦; 白石 淳也; 井手 俊介; 高瀬 雄一*
Europhysics Conference Abstracts (Internet), 39E, p.P5.144_1 - P5.144_4, 2015/06
We have investigated reduction of the CS flux required in the plasma current ramp-up phase using non-inductive current drive in JT-60SA with an integrated modeling code suite (TOPICS). JT-60SA will be equipped with various types of neutral beams different in the beam trajectories and energies (85 keV and 500 keV). We have made a scenario in which the plasma current is ramped up from 0.6 MA to 2.1 MA in 150 s with no additional CS flux consumption by overdriving the plasma current (
, 
: non-inductively driven current and 
: plasma current) with neutral-beam-driven and bootstrap current. In order to achieve the current overdrive condition from 0.6 MA, the current drive by the lower energy neutral beam injection (85 keV) is effective. The higher energy neutral beam injection (500 keV) cannot be utilized in this early phase with a low plasma density due to a large shine through loss, while it can effectively be utilized in the later phase. We have also investigated ideal MHD instabilities using a linear ideal MHD stability analysis code (MARG2D). External kink modes can be stabilized in most of the time during the current ramp-up if there is a perfect conducting wall.
若月 琢馬; 鈴木 隆博; 林 伸彦; 白石 淳也; 井手 俊介; 高瀬 雄一*
Plasma Physics and Controlled Fusion, 57(6), p.065005_1 - 065005_12, 2015/06
被引用回数：9 パーセンタイル：41.18(Physics, Fluids & Plasmas)Current ramp-up with reduced central solenoid (CS) flux consumption in JT-60SA has been investigated using an integrated modeling code suite (TOPICS) with a turbulent model (CDBM). The plasma current can be ramped-up from 0.6 MA to 2.1 MA with no additional CS flux consumption if the plasma current is overdriven by neutral-beam-driven and bootstrap current. The time duration required for the current ramp-up without CS flux consumption becomes as long as 150s. In order to achieve the current overdrive condition from 0.6 MA, the current drive by a lower energy neutral beam (85 keV) is effective. A higher energy neutral beam (500 keV) cannot be utilized in this early phase due to large shine through loss, while it can be effectively utilized in the later phase. Therefore, the main current driver should be switched from the lower energy neutral beam to the higher energy neutral beam during the current ramp-up phase. As a result of an intensive auxiliary heating needed to overdrive the plasma current, plasma beta becomes high. Ideal MHD stabilities of such high beta plasmas have been investigated using a linear ideal MHD stability analysis code (MARG2D). External kink modes can be stabilized in most of the time during the current ramp-up if there is a perfectly conducting wall at the location of the stabilizing plate and the vacuum vessel of JT-60SA and the plasma has a broader pressure profile.
Kim, H.-S.*; Jeon, Y. M.*; Na, Y.-S.*; Ghim, Y.-C.*; Ahn, J.-W.*; Yoon, S. W.*; Bak, J. G.*; Bae, Y. S.*; Kim, J. S.*; Joung, M.*; et al.
Nuclear Fusion, 54(8), p.083012_1 - 083012_11, 2014/08
被引用回数：8 パーセンタイル：37.63(Physics, Fluids & Plasmas)KSTARのLモードおよびHモードプラズマにおいてエネルギー閉じ込め特性を定量的に評価し、多変数回帰解析を行い多装置スケーリング則と比較した。解析したKSTARプラズマのエネルギー閉じ込め時間はLモードで0.04-0.16秒、Hモードで0.06-0.19秒の範囲にある。多変数回帰解析によると、閉じ込め時間は多装置スケーリング則と比較して損失パワーに関しては同程度の、プラズマ電流に関してはわずかに強い依存性が見られた。一方で、非円形度に関しては多装置スケーリング則が正の冪乗依存性を示すのに対してKSTARでは負の冪乗依存性を示した(Lモードで-0.68乗、Hモードで-0.76乗)。KSTARでは非円形度の増加と共にダイバータ足位置が移動するため、不純物の混入量が増加して閉じ込めを劣化させているなどの原因が考えられる。
Garcia, J.*; 林 伸彦; Giruzzi, G.*; Schneider, M.*; Joffrin, E.*; 井手 俊介; 坂本 宜照; 鈴木 隆博; 浦野 創; JT-60チーム; et al.
Europhysics Conference Abstracts (Internet), 38F, p.P1.029_1 - P1.029_4, 2014/06
Creation of JT-60SA scenarios is necessary in order to make deeper analyses: Fast ions, heating schemes, MHD. Validation exercise: a series of representative discharges of the three main operational scenarios, H-mode, hybrid and steady-state have been selected for each device in order to extrapolate to JT-60SA. An extensive analysis of the main physics similarities and differences among the discharges has been carried out in order to explain results. Using integrated modelling codes CRONOS and TOPICS, benchmark of the codes is done. Predictive core turbulence simulations have been carried out with three transport models: Bohm-GyroBohm, CDBM and GLF23. Particle transport is analyzed with GLF23. Pressure pedestal predictions are simulated with Cordey MHD scaling. Fully predictive simulations of temperatures, density and pedestal have been performed with GLF23 and CDBM models for the temperatures and GLF23 for the density. Calculations for JT-60SA are performed following the best combination of models found.
宮田 良明; 鈴木 隆博; 井手 俊介; 浦野 創
Plasma and Fusion Research (Internet), 9(Sp.2), p.3403045_1 - 3403045_5, 2014/05
精密なプラズマ位置制御は、安全かつ安定したプラズマ運転において重要な課題である。JT-60SAにおけるプラズマ平衡制御手法の研究のため、MHD平衡制御シミュレータ(MECS)の開発を進めている。今回、実機のプラズマ平衡制御を模擬するため、プラズマ断面形状再構成,コイル電源,ポロイダル磁場コイル,高速プラズマ位置制御コイルのモジュールをMECSに導入した。MECSを用いてコイル電源制限内でのプラズマ平衡制御の制御性を報告する。
宮田 良明; Hahn, S. H.*; 鈴木 隆博; 井手 俊介; Chung, J.*; Bak, J. G.*; Ko, W. H.*
Physics of Plasmas, 21(3), p.032502_1 - 032502_11, 2014/03
被引用回数：9 パーセンタイル：41.77(Physics, Fluids & Plasmas)コーシー条件面(CCS)法は電磁気計測器から実時間でプラズマ境界と関連する諸量を再構成することができる。非円形度が高く、真空容器や安定化板に流れる渦電流の影響が大きい条件下でのプラズマ形状再構成を検証するため、韓国国立核融合研究所の超伝導トカマク型装置KSTARに初めてCCS法を適用した。2012年度KSTAR実験において、CCS法によるプラズマ形状再構成を検証した結果、CCS法はプラズマ電流が小さくても正確にプラズマ形状を再構成できる事を明らかにした。KSTARプラズマへのCCS法の適用及びプラズマ形状再構成の検証結果を報告する。
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：33 パーセンタイル：83.58(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 
than the ITER baseline scenario (
) 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 
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.
宮田 良明; 鈴木 隆博; 井手 俊介; 浦野 創; 藤田 隆明
Plasma and Fusion Research (Internet), 8(Sp.1), p.2405109_1 - 2405109_6, 2013/08
精密なプラズマ位置制御は安全かつ安定したプラズマ運転において重要な課題である。JT-60SAにおけるプラズマ平衡制御手法の研究のため、プラズマ平衡制御シミュレータの開発を進めている。平衡制御シミュレータは平衡計算部と制御コントローラ部で構成される。今回、プラズマ電流制御のシミュレーションのため、磁束消費に無撞着なプラズマ電流を求められるようにした。平衡制御シミュレータを用いて開発したプラズマ電流立ち上げ時のJT-60SA運転シナリオ波形及びプラズマ平衡制御の制御性を報告した。
喜多村 茜; 小林 知洋*; 佐藤 隆博; 江夏 昌志; 神谷 富裕; 鈴木 晶大*; 寺井 隆幸*
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 307, p.614 - 617, 2013/07
被引用回数：7 パーセンタイル：49.28(Instruments & Instrumentation)A Teflon surface was covered with micro-protorusions after keV ion beam irradiation. The dense protrusions were formed by etching and subsequent self-organizing. Their formation depended on the ion energy because beam heating and the amount of the molecule scissions gave a significant effect on the density of protrusions. The ion energy had the specific range to create a surface covered with protrusions. In the low energy below 60 keV, the fluence required for get protrusions was very high. The surface was almost smooth with few protrusions while in the energies higher than 350 keV. When the ion energy was between 60 and 350 keV, the density of the protrusions became lower with increasing the energy.
-ray simultaneous imaging by using a Si/CdTe Compton camera鈴木 義行*; 山口 充孝; 小高 裕和*; 島田 博文*; 吉田 由香里*; 鳥飼 幸太*; 佐藤 隆博; 荒川 和夫*; 河地 有木; 渡辺 茂樹; et al.
Radiology, 267(3), p.941 - 947, 2013/06
被引用回数：23 パーセンタイル：65.03(Radiology, Nuclear Medicine & Medical Imaging)Capabillity tests of 3D imaging for medical applications were performed by using a new Compton camera. 
F, 
I and 
Ga separately compacted into micro tubes were injected subcutaneously into a Wister rat and imaged after sacrifice of the rat (ex-vivo model). In a separate experiment 
In-chloride and I-Methylnorcholestenol were injected into a rat intravenously and 
Cu was injected into the stomach orally just before imaging (more physiological model). The Compton camera demonstrated its 3D multinuclear imaging capability by separating out the three nuclear distributions clearly in ex-vivo model. In the more physiological model, the distributions of I and Cu were clearly imaged although In was difficult to visualize due to blurring at low energy region of -ray. In conclusion, our new Compton camera successfully demonstrated highly resolved multiplanar and multinuclear -ray simultaneous imaging.
Pace, D. C.*; Austin, M. E.*; Bass, E. M.*; Budny, R.*; Heidbrink, W. W.*; Hillesheim, J. C.*; Holcomb, C. T.*; Gorelenkova, M.*; Grierson, B. A.*; McCune, D. C.*; et al.
Physics of Plasmas, 20(5), p.056108_1 - 056108_18, 2013/05
被引用回数：33 パーセンタイル：82.22(Physics, Fluids & Plasmas)DIII-Dトカマクにおいて微視的乱流による高速イオンの輸送を中性粒子ビーム(NB)入射により調べた。背景の微視的乱流を特徴づけるパラメータ(Eb/Te値、Ebは入射エネルギー、Teは電子温度)を変化させるために、中心部または周辺部入射を行った。いずれの場合も、微視的乱流による輸送の増加は小さく実験的には観測できなかった。微視的乱流による高速イオンの拡散を数値的・解析的に評価し、高速イオンの輸送の効果をモデル化した。その結果、コヒーレントなモードによる高速イオンの輸送とNB電流駆動の低下の方が乱流輸送によるものより大きく、ITERにとってより重要であることがわかった。
井手 俊介; 相羽 信行; Bolzonella, T.*; Challis, C. D.*; 藤田 隆明; Giruzzi, G.*; Joffrin, E.*; 濱松 清隆; 林 伸彦; 本多 充; et al.
Proceedings of 24th IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2012) (CD-ROM), 8 Pages, 2013/03
Assessment of capabilities in controlling key plasma parameters to access and sustain a high normalized pressure plasma in JT-60SA has been carried out using predictive simulations with emphasis on controllability with actuators, including not only heating and current drive but also fueling and pumping system. It is confirmed that the safety factor profile, which is believed to play an important role for confinement improvement, can be prepared appropriately at the plasma current ramp-up phase in a wide extent within capability of the installed ECRF system. At the flat-top of a high pressure and high bootstrap current plasma, it is also confirmed that the installed NB system can modify the safety factor profile and the confinement property within the planned capabilities. It is confirmed that impurity seeding in the SOL and the divertor region can maintain the heat flux within the divertor heat tolerance keeping the separatrix density level acceptable.
Giruzzi, G.*; Garcia, J.*; 林 伸彦; Schneider, M.*; Artaud, J. F.*; Baruzzo, M.*; Bolzonella, T.*; Farina, D.*; Figini, L.*; 藤田 隆明; et al.
Proceedings of 24th IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2012) (CD-ROM), 8 Pages, 2013/03
A coordinated Japan-EU modelling activity has started in order to provide predictive simulations of the main JT-60SA scenarios. The first results of this activity are discussed in this paper. This includes: (1) the critical comparison and benchmark of Japanese and EU H and CD codes, in particular of NBI codes for the complex injector configuration of the JT-60SA machine; (2) the validation of the main models and simulation framework used in both Japanese and EU integrated modelling suites of codes, based on selected reference discharges of JT-60U and JET, representing the main scenarios (H-mode, hybrid, advanced); (3) predictive modelling of JT-60SA scenario, using the 0.5-D code METIS.
鈴木 隆博; 林 伸彦; 浦野 創; 宮田 良明; 本多 充; 井手 俊介; JT-60SAチーム
Europhysics Conference Abstracts (Internet), 37D, p.P2.136_1 - P2.136_4, 2013/00
現在建設中のトカマク装置JT-60SAは高圧力プラズマの定常運転の実証を目標としている。本研究ではJT-60SAの運転に先立ち、高圧力プラズマの定常運転に必要な実時間制御手法とそれにより実現される運転手法を数値シミュレーションにより検討した。このためにプラズマ輸送計算コードTOPICSを改良し、多変数実時間制御機能を実装した。これを用い、高圧力プラズマの維持を妨げる不安定性の発生を避けるための規格化圧力制御及び外部コイル電流が一定となる定常運転に必要な周回電圧ゼロ制御を同時に行った。規格化圧力が4-4.2の範囲で両者の制御が異なる密度領域(規格化密度88%及び52%)でも同時に達成可能であることを示し、制御のための外部加熱・電流駆動パワーのマージンは低密度の方が大きく取れることを示した。さらに、規格化圧力制御のみでは外部コイル電流が変化し続けるために定常運転は困難であることを示した。
鈴木 隆博; 長崎 百伸*
プラズマ・核融合学会誌, 88(11), p.657 - 659, 2012/11
プラズマを立ち上げ、核融合反応に適した高いプラズマ圧力で運転を行った後にプラズマを立ち下げるまでの一連の流れを運転シナリオと呼ぶ。さまざまな運転シナリオ全体が運転領域である。核融合炉ではプラズマ外部からの磁場,加熱・電流駆動,燃料供給や排気等の制御による、安全かつ効率的な運転シナリオが必要とされる。JT-60SAはITERや原型炉に最適な運転シナリオを提供するとともに、広がりのある原型炉設計に対してどのような炉が実現可能であるかを明らかにする役割を担う。そのために、本研究領域では、他の研究領域において得られた物理的知見に基づく制御手法を活用して核融合炉に適した運転シナリオの開発に挑む。加えて、他の研究領域に対して魅力的な研究対象となるプラズマを提供し、核融合プラズマの物理的理解の進展を根底で支える。
宮田 良明; 鈴木 隆博; 藤田 隆明; 井手 俊介; 浦野 創
Plasma and Fusion Research (Internet), 7, p.1405137_1 - 1405137_9, 2012/10
JT-60SA, ITER、及び将来の核融合炉において、プラズマ位置形状制御は重要な課題である。プラズマ位置形状制御の研究のため、平衡計算部と磁束制御コントローラにより構成されているシミュレータの開発した。制御シミュレータによりJT-60SAにおける等磁束制御手法を用いたプラズマ位置形状の模擬とコイル電流制御ロジックを最適化できる。プラズマ配位と内部パラメータ変化に対するプラズマ位置形状制御を模擬できることを実証した。
井手 俊介; 林 伸彦; 本多 充; 浦野 創; 鈴木 隆博; 宮田 良明; 相羽 信行; 白石 淳也; 栗田 源一; 藤田 隆明
Plasma and Fusion Research (Internet), 7(Sp.1), p.2403131_1 - 2403131_4, 2012/09
JT-60SAでは、ITER定常運転やDEMO炉で要求される高規格化ベータプラズマの定常維持を主目標の一つとしている。原子力機構では、このような高規格化ベータプラズマの性能の評価を、種々の計算コードを用いて行っている。このようなプラズマの実現性を評価するには、プラズマ電流のフラットトップでの性能評価だけではなく、そのようなプラズマを得るためのパスがあるかどうか確かめることも重要である。このようなプラズマを得るには、プラズマ電流分布が重要であることがわかっている。本講演では、プラズマ電流立ち上げと形成できるプラズマ電流分布の形のバリエーションやその結果得られるプラズマの性能について報告を行う。
