Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Chankin, A. V.*; Coster, D. P.*; 朝倉 伸幸; Bonnin, X.*; Conway, G. D.*; Corrigan, G.*; Erents, S. K.*; Fundamenski, W.*; Horacek, J.*; Kallenbach, A.*; et al.
Nuclear Fusion, 47(5), p.479 - 489, 2007/05
被引用回数：35 パーセンタイル：73.73(Physics, Fluids & Plasmas)スクレイプオフ層における径方向電場はプラズマ・ドリフト運動を発生する要因である。また、プラズマ・ドリフト運動の速度は、トロイダルプラズマでは内外非対称となり、そのトロイダル効果を打ち消す方向に磁力線に沿った高速プラズマ流が発生する。実験において観測されている高速プラズマ流の発生機構を理解するため、ドリフト効果を導入したダイバータ流体コード(SOLPS及びEDGE2D)による計算を、JETやASDEX-Upgradeの実験で測定された大きな電場分布を考慮し初めて行った。その結果、プラズマ流速は従来のシミュレーション結果よりも3倍程度増加し、従来のシミュレーションでは定量的に再現できなかった実験結果をほぼ説明できる。ドリフト効果が、プラズマ周辺部において高速プラズマ流が発生する大きな要因の一つであることが明らかとなった。
Lipschultz, B.*; 朝倉 伸幸; Bonnin, X.*; Coster, D. P.*; Counsell, G.*; Doerner, R.*; Dux, R.*; Federici, G.*; Fenstermacher, M. E.*; Fundamenski, W.*; et al.
Proceedings of 21st IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2006) (CD-ROM), 8 Pages, 2007/03
国際トカマク物理活動(ITPA)スクレイプオフ層(SOL)及びダイバータ物理トピカルグループが、各国のトカマク実験データを検討した成果を発表する。(1)ELMによりSOLへ排出されたプラズマが極性ドリフトにより第一壁方向へ輸送されるモデルを、リミターでの熱負荷計測結果に基づき提案した。この場合、ITERにおいてELMによるリミターが受ける熱負荷は損失エネルギーの10-20%と考えられる。(2)ディスラプション時のダイバータへの熱負荷について最近のデータをまとめた。高密度ディスラプションでは、熱崩壊時以前に最大80%のエネルギーが放射損失により失われること,熱崩壊時は熱流束の幅が広がることなどが実験データベースから明らかとなった。ITERにおけるダイバータへの熱負荷は以前の予測よりも減少した。ただし、内部輸送障壁の崩壊や垂直変異イベントでは大きな熱負荷と考えられる。また、不純物のガスジェット及びペレット入射による熱負荷の緩和結果についても述べる。ほかに(3)ITERにおけるトリチウムの蓄積量の予測,(4)タングステンタイル、及び炭素タイルにおける複合プラズマ材料相互作用に関してもまとめる。
川島 寿人; 星野 一生*; 清水 勝宏; Coster, D.*; Bonnin, X.*; 朝倉 伸幸; 畑山 明聖*; 滝塚 知典; Kukushkin, A.*; 鈴木 優
no journal, ,
国際トカマク物理活動(ITPA)のダイバータ/SOLトピカルグループにおいて、「ダイバータコード間のベンチマーク」が一つの課題である。この課題に貢献するため、原子力機構で開発したSOLDOR/NEUT2DコードとITERなどの設計検討に用いられているSOLPS5.0とのベンチマークを初めて実施した。両コードをJT-60Uに適用し、SOLPS5.0側で作成したメッシュを、SOLDOR側にも同じ構造で取り入れた。両コードにおいて、実験条件に合わせて、入力パワー,プラズマ端密度,ガスパフ量、そしてダイバータ排気量を入力データとして用い、粒子,熱拡散係数(0.3m
/s, 1m/s)を与えることによって、両者ともに、JT-60Uの赤道面外側スクレイプオフ層の電子温度,密度分布の測定値をよく再現した。また、ダイバータプラズマの電子温度,密度、及び、中性粒子密度分布においても、両者でおおむね一致した。しかし、放射損失分布については、SOLPS5.0はピークし、SOLDOR/NEUT2Dは広がった分布を示し、取り扱っているモデルの違いが起因していることが予想された。今後、放射損失モデルを合わせ、より定量的にベンチマークを進める予定である。
矢本 昌平*; 星野 一生; 本間 裕貴*; 畑山 明聖*; Bonnin, X.*; Coster, D.*; Schneider, R.*
no journal, ,
To understand the impurity transport in fusion edge plasma, systematic study of the dependence of tungsten impurity transport on the background plasma conditions are needed. In this study, as the first step, the dependence of the impurity transport on the upstream plasma density has been studied by impurity transport code IMPGYRO for the fixed background plasma profiles obtained from SOLPS code in a model Tokamak geometry of JT-60U tungsten experiments. The density profiles of tungsten are compared between the low background deuterium density (Case A: n
= 
m
at core side boundary) and the high background deuterium density (Case B: n = 
m at core side boundary). The impurity density profile in the SOL is more localized at the low field side for Case B. These features are possibly explained by the force balance between the thermal force and the friction force.
