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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.
鎌田 裕; Barabaschi, P.*; 石田 真一; 井手 俊介; Lackner, K.*; 藤田 隆明; Bolzonella, T.*; 鈴木 隆博; 松永 剛; 吉田 麻衣子; et al.
Nuclear Fusion, 51(7), p.073011_1 - 073011_11, 2011/07
被引用回数：64 パーセンタイル：92.1(Physics, Fluids & Plasmas)The JT-60SA device has been designed as a highly shaped large superconducting tokamak with variety of plasma actuators (heating, current drive, momentum input, stability control coils, RMP coils, W-shaped divertor, fuelling, pumping etc) in order to satisfy the central research needs for ITER and DEMO. In the ITER- and DEMO-relevant plasma parameter regimes and with the DEMO-equivalent plasma shapes, JT-60SA quantifies the operation limits, plasma responses and operational margins in terms of MHD stability, plasma transport and confinement, high energy particle behaviors, pedestal structures, SOL and divertor characteristics. By integrating advanced studies in these research fields, the project proceeds "simultaneous and steady-state sustainment of the key performances required for DEMO" with integrated control scenario development applicable to the highly self-regulating burning high beta high bootstrap current fraction plasmas.
武智 学; Bolzonella, T.*; Baruzzo, M.*; 井手 俊介; 松永 剛; JT-60SAチーム
Europhysics Conference Abstracts (Internet), 34A, p.P2.192_1 - P2.192_4, 2010/00
To achieve a steady-state high beta plasma, suppression of RWM is necessary. Therefore, the RWM active control system for JT-60SA is being designed. The matter of mode-rigidity is very important for JT-60SA, because the coverage area of plasma surface with coils is very small. There are two issues connected to mode non-rigidity. One is mode deformation and the other is the destabilization of side-band modes which are marginally stable without the control coils. We performed some experiments on the RFX-mod device with reduced sets of coils for mode-rigidity study. The active control system of RFX-mod has 192 coils each with an independent amplifier and successfully controls RWMs. For example, by using only 48 coils in the top poloidal section one can control the RWM. The dependence of mode control efficiency, mode deformation derived by magnetic sensors and amplifier current on coverage area of the coils during mode control will be shown.
武智 学; 松永 剛; 栗田 源一; 櫻井 真治; 井手 俊介; 相羽 信行; Bolzonella, T.*; Villone, F.*; JT-60SAチーム
no journal, ,
JT-60Uの次期装置であるJT-60SAの最も重要な課題は高ベータ定常プラズマの維持であるが、そのためには抵抗性壁モード(RWM)の安定化が必須である。RWM安定化に十分な回転を持つプラズマでも、ELMや高速イオン励起MHD不安定性等でRWMが不安定化される現象が観測されている。そのためJT-60SAでは外部コイルを用いたフィードバック制御による安定化を予定している。RWMコイルは18個設置され、コイルはそれぞれ8ターンであり、最大2.5kA/Turn、計20kATの電流を流すことを予定している。摂氏200度にベーキングされる真空容器内で用いるため、ケーブルは無機材を絶縁材に用いたケーブル(Mineral Insulated Cable, MICケーブル)を使用することを予定している。また、RWM制御に必要な1kHz程度の発生磁場に対するシールド効果を低減するためシースをステンレスにした物を開発している。講演ではRWM安定化のターゲットとなる高ベータ定常プラズマの詳細,RWM安定化シミュレーション等について報告する。また、RWM制御コイルにはディスラプション時に最も大きな電磁力がかかるが、ディスラプションシミュレーションコード(DINAコード)を用いた計算結果についての報告を行う。
井手 俊介; 鎌田 裕; Lackner, K.*; Bolzonella, T.*; 藤田 隆明; JT-60SAチーム
no journal, ,
The objective of JT-60SA is to support researches on ITER and develop physics and engineering basis towards DEMO reactor. Towards realization of a steady-state tokamak DEMO reactor, establishing a plasma operational scenario of high normalized beta and high bootstrap current fraction is indispensable. Assessment of performance and characteristics of plasmas foreseen in JT-60SA, using various codes for MHD stability, current drive, transport and divertor, is presented.
武智 学; 松永 剛; 栗田 源一; 櫻井 真治; 藤枝 浩文*; 井手 俊介; 相羽 信行; Bolzonella, T.*; Ferro, A.*; Novello, L.*; et al.
no journal, ,
JT-60SAの最も重要な目的の一つは、ITERからDEMOへの補完のために定常高ベータ運転の実証と開発を行うことである。高ベータプラズマにおいて問題となる抵抗性壁モードの安定化に用いる制御コイル及び電源の仕様をフィードバックシミュレーション及びFEM解析を用いて行った。プラズマ着火時,ロックトモード回避,抵抗性壁モード安定化に重要な誤差磁場の補正コイルの仕様をNBIの打消しコイルの磁場評価及びトロイダルコイルとポロイダルコイルの公差から決定した。また、高速位置制御コイルの仕様を位置制御のフィードバックシミュレーションから決定した。これらの制御システムを用いて
MAにおいて
の非誘導定常プラズマが可能となる。さらに、ディスラプションシミュレーションを機器の電磁力の評価のために行った。
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.
no journal, ,
One of the main goals of JT-60SA project is to achieve steady-state sustainment of a high normalized pressure (
) plasma, which is required in the ITER steady-stat operation and DEMO. Plasma control plays a key role to accomplish this goal. Assessment of capabilities in controlling key plasma parameters to access and sustain a high plasma in JT-60SA has been carried out using TOPICS 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 can be prepared appropriately at the plasma current ramp-up phase within capability of the installed ECRF system. At the flat-top of a high 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.
武智 学; 松永 剛; 鈴木 康浩*; 中村 祐司*; Bolzonella, T.*; 井手 俊介; JT-60SAチーム
no journal, ,
JT-60SAでは高ベータプラズマを用いた非誘導定常運転が重要な課題の一つである。非誘導定常運転には自発電流割合を高めることが必要であり高ベータ化が必須となる。高ベータ時には抵抗性壁モード(RWM)が発生し、プラズマ性能の劣化及びディスラプションを引き起こす。そのためRWMの安定化を目的としてJT-60SAでは制御コイルの使用を予定している。予定されているJT-60SAのRWM安定化コイルはモードの波長に対して非常に小さいため、その制御性についてRFXのトカマク放電を用いてJT-60SAのコイルを模擬して調べた。このようなコイルにてRWMが安定されることが確認されたが、側帯波の影響等が観測された。RFXで観測された制御における3次元的効果とJT-60SAでの予測について報告する。
