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論文

Development of operation scenarios for plasma breakdown and current ramp-up phases in JT-60SA tokamak

浦野 創; 藤田 隆明*; 井手 俊介; 宮田 良明; 松永 剛; 松川 誠

Fusion Engineering and Design, 100, p.345 - 356, 2015/11

 被引用回数:3 パーセンタイル:53.75(Nuclear Science & Technology)

JT-60SAにおけるプラズマ着火及び電流立ち上げシナリオを開発した。真空容器や安定化板等の容器内導体構造物に発生する渦電流はプラズマ着火直後のプラズマ電流値($$sim600$$kA)程度にまで増加し、誤差磁場を強める働きをする。100%及び50%の初期励磁において着火条件を満足するシナリオを作成した。プラズマ位置制御のためには垂直磁場を生成する必要があるが、初期プラズマでは渦電流による逆方向の垂直磁場が大きいため、これを打ち消すための外側コイル電流の最適化を行った。プラズマ電流と鎖交磁束で決まるダイバータ配位への移行条件を検討し、初期励磁から着火、電流立ち上げ、ダイバータ移行をスムーズにつなぐ運転シナリオを作成した。

論文

Analysis of tungsten transport in JT-60U plasmas

清水 友介*; 藤田 隆明*; 有本 英樹*; 仲野 友英; 星野 一生; 林 伸彦

Plasma and Fusion Research (Internet), 10(Sp.2), p.3403062_1 - 3403062_4, 2015/07

In JT-60U, it has been observed that accumulation of tungsten is enhanced with increasing the toroidal rotation in the opposite direction (CTR-rotation) to the plasma current in H-mode plasmas. Two models for convective transport, pinch due to the toroidal rotation (PHZ pinch) and the radial electric field (Er pinch) were proposed. We introduce these two pinch models into integrated transport code TOTAL, and study dependence of the tungsten accumulation on the toroidal rotation. In the high toroidal rotation velocity, we obtained the tungsten accumulation four times as large as in the low one. The model reproduces the trend observed in the experiment.

論文

Development of level-1 PSA method applicable to Japan Sodium-cooled Fast Reactor

栗坂 健一; 堺 公明; 山野 秀将; 藤田 聡*; 皆川 佳祐*; 山口 彰*; 高田 孝*

Nuclear Engineering and Design, 269, p.268 - 280, 2014/04

 被引用回数:3 パーセンタイル:61.51(Nuclear Science & Technology)

本論文は、ナトリウム冷却型高速炉JSFRに適用可能なレベル1PSA手法の開発について記述する。本研究は、(1)内的事象について受動的安全特性、(2)外的事象(地震)について高速炉用免震システムの新評価手法の開発を目標としている。内的事象評価に関して、原子炉停止失敗による炉心損傷の頻度の評価を実施し、受動的原子炉停止の失敗をイベントツリーモデルにて考慮した。高速炉特有の機器故障率を既存の高速炉の運転経験をもとにプラント間のばらつきを考慮できる階層ベイズ法を適用して評価した。不確実さ解析の結果、主炉停止系と後備炉停止系間での確率パラメータの相関性についての想定が炉心損傷頻度の平均値へ感度を有することがわかった。地震については、免震システムの地震応答解析と感度解析を実施した。その結果、積層ゴムの非線形性が建物と内部機器の応答へ影響することを確認した。

論文

Hydrogen isotope effects on ITG scale length, pedestal and confinement in JT-60 H-mode plasmas

浦野 創; 滝塚 知典*; 相羽 信行; 菊池 満; 仲野 友英; 藤田 隆明; 大山 直幸; 鎌田 裕; 林 伸彦; JT-60チーム

Nuclear Fusion, 53(8), p.083003_1 - 083003_8, 2013/08

 被引用回数:15 パーセンタイル:26.34(Physics, Fluids & Plasmas)

JT-60Uにおいて軽水素・重水素Hモードプラズマのエネルギー閉じ込め特性を調べた。重水素のエネルギー閉じ込め時間は軽水素のそれより約1.2-1.3倍長いことがわかった。プラズマ熱エネルギーを一定にした比較を行った場合、密度・温度分布が両者で一致したが、一方で軽水素時には高パワー入力を要した。そのときの軽水素のイオンの熱伝導流束は重水素時の約2倍であった。したがって、軽水素のイオン熱拡散係数も同様に約2倍に増加した。重水素のイオン温度勾配特性長は軽水素時と比較して約1.2倍程度短くなることを示した。また、ペデスタル圧力は水素同位体種によらず全ポロイダルベータによって決まることを示した。コア部の温度分布はペデスタル温度が境界条件となって決まり、一方でペデスタル圧力は全ポロイダルベータで決まるため、重水素時の短いITGスケール長によるコア部の高温化がコア部及びペデスタル部を含めた全領域での閉じ込め改善を引き起こしていることを示した。

論文

Study of JT-60SA operation scenario using a plasma equilibrium control simulator

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。

論文

Development of the transport-code framework for self-consistent predictions of rotation and the radial electric field

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:14 パーセンタイル:28.64(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 $$E_r$$ 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 $$E_r$$. 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.

論文

Development of level-1 PSA method for sodium-cooled fast reactor

栗坂 健一; 堺 公明; 山野 秀将; 西野 裕之; 藤田 聡*; 皆川 佳祐*; 山口 彰*; 高田 孝*

Proceedings of Probabilistic Safety Assessment and Management Topical Conference; In light of the Fukushima Dai-ichi Accident (PSAM 2013) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2013/04

本研究は、ナトリウム冷却型高速増殖炉(JSFR)のための、受動的安全機能及び免震システムの内的,外的事象を含む、確率論的安全評価手法(level-1 PSA)に関するものである。内的事象に関しては、物理的現象の不確実さにより決まる、受動的安全機能の信頼性評価が不可欠である。受動自然循環の信頼性の考察のため、自然循環機能停止に起因する炉心損傷に至る事故シーケンスを同定し、PSA手法の研究のための事故シーケンスの年間頻度を評価した。水平免震特性における上下方向,水平方向の地震動の連成効果を考慮した地震応答解析手法及び免震システムの非線形性の影響を含むフラジリティ評価モデルを開発した。

論文

Research & development of safety approach and safety assessment for the next generation SFR

岡野 靖; 栗坂 健一; 山野 秀将; 藤田 哲史; 西野 裕之; 堺 公明

Proceedings of Probabilistic Safety Assessment and Management Topical Conference; In light of the Fukushima Dai-ichi Accident (PSAM 2013) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2013/04

Preliminary safety assessments have been conducted on JSFR under the FaCT project. The main conclusions were: (1) the key safety parameters satisfy design limits, (2) passive reactor shutdown mechanism for the prevention and an in-vessel retention concept for the mitigation of severe accidents were built-in, (3) the core damage frequency was assessed to be less than 10$$^{-5}$$/site-year, and risk target for earthquakes was assessed to meet the design conditions as of 2007. In the light of TEPCO's Fukushima Dai-ichi NPP accidents, the next safety-related research and development items will be: (1) In-detail Level-1 PRA on loss of heat sink type severe accidents, (2) Unreliability factor evaluations on passive safety system, (3) Accident scenario initiated by external events, (4) Risk-informed approach to extreme external hazards for clarifying reasonable design margins and (5) Establishment of harmonized safety design criteria.

論文

Optimization of JT-60SA plasma operational scenario with capabilities of installed actuators

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.

論文

Model validation and integrated modelling simulations for the JT-60SA tokamak

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.

論文

Predictive transport simulations consistent with rotation and radial electric field using TOPICS with OFMC

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 $$E_r$$. 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 $$E_r$$ 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 $$E_r$$.

論文

Dependence of heat transport and confinement on isotopic composition in conventional H-mode plasmas in JT-60U

浦野 創; 滝塚 知典*; 菊池 満; 仲野 友英; 藤田 隆明; 大山 直幸; 鎌田 裕; 林 伸彦; JT-60チーム

Proceedings of 24th IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2012) (CD-ROM), 8 Pages, 2013/01

JT-60Uにおいて軽水素・重水素Hモードプラズマのエネルギー閉じ込め特性を調べた。重水素のエネルギー閉じ込め時間は軽水素のそれより約1.2-1.3倍長いことがわかった。プラズマ熱エネルギーを一定にした比較を行った場合、密度・温度分布が両者で一致したが、一方で軽水素時には高パワー入力を要した。そのときの軽水素のイオンの熱伝導流束は重水素時の約2倍であった。したがって、軽水素のイオン熱拡散係数も同様に約2倍に増加した。重水素のイオン温度勾配特性長は軽水素時と比較して約1.2倍程度短くなることを示した。

論文

Improved safety approach for general safety designs of the next generation sodium-cooled fast reactor systems

岡野 靖; 山野 秀将; 藤田 哲史; 久保 重信; 堺 公明; 中井 良大

Proceedings of 8th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-8) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2012/12

次世代ナトリウム冷却高速炉(SFR)の安全アプローチは、シビアアクシデントの防止及び緩和対策を安全設計に組み込むことで、安全性を高めるものであるべきである。本研究は、軽水炉との基本的な安全特性の相違及び東京電力福島第一原子力発電所事故経験の反映に基づき、次世代SFRの安全アプローチを提案するものである。基本的安全特性は5つあり、(1)炉心構造に基づく反応度特性、(2)冷却材圧力、(3)冷却材サブクール度、(4)最終除熱源、(5)ナトリウムの物理的・化学的特性である。これらの特性を基本的安全機能(炉停止,崩壊熱除去,格納)と対応させ、一般的な安全アプローチを導出した。重要な点は、シビアアクシデントの防止・緩和対策を、動的安全系とバランスを取りつつ受動的機能を導入することにある。炉停止系と崩壊熱除去系には、工学的安全系に対する多様性確保の手段として、受動的安全系を設計に取り込む。SFRは低圧システムで格納系に対するチャレンジ要因はもともと小さいことに加え、炉心崩壊事故(CDA)において再臨界による著しい機械的エネルギーの発生を設計により防止・緩和することが必須となる。

論文

幅広いアプローチ活動だより,40

大平 茂; 藤田 隆明

プラズマ・核融合学会誌, 88(12), p.768 - 770, 2012/12

今回のBA便りでは、(1)第11回BA運営委員会(11/6)、(2)第10回IFMIF/EVEDA事業委員会(10/18, 19)、(3)第11回IFERC事業委員会(10/2, 3)、(4)第11回サテライト・トカマク計画事業委員会(10/16)のそれぞれ会合の開催、六ヶ所における活動の近況及びサテライト・トカマク計画(JT-60SA計画)の進展について報告。(1)では、BA活動の3事業の2013年作業計画、改訂された事業計画等が承認された。(2)では、SFRリニアックのレビュー結果、リチウム試験ループの復旧工事完了と再稼働等の報告が成され議論された。(3)では、ITER遠隔実験センター全体計画、原型炉R&Dの新規テーマの実施等について協議された。(4)では、JT-60SAにかかわる日欧実施機関の進展などが報告、議論された。第3回原型炉設計プラットフォーム会合が開催され、大学,産業界,原子力機構からの参加者が、安全性検討課題について紹介・議論した。現在試験中の入射器の据付作業等の協議・調整が成された。JT-60SA計画では、調達取り決めと機器製作が進んだ他、約3年間にわたったJT-60本体及び本体周辺設備の解体が計画通り平成24年10月に無事完了した。

論文

Energy confinement of hydrogen and deuterium H-mode plasmas in JT-60U

浦野 創; 滝塚 知典*; 藤田 隆明; 鎌田 裕; 仲野 友英; 大山 直幸; JT-60チーム

Nuclear Fusion, 52(11), p.114021_1 - 114021_10, 2012/11

 被引用回数:10 パーセンタイル:45.26(Physics, Fluids & Plasmas)

軽・重水素Hモードプラズマのエネルギー閉じ込め特性を調べた。同一加熱パワー条件下において、重水素の蓄積エネルギーは軽水素の約1.7-2.0倍であった。同一の蓄積エネルギーでは、軽水素で必要なパワーは重水素の約1.7倍であり、同一の電子密度,電子温度,イオン温度の空間分布が得られた。セパラトリクスを通過するパワーを一定にすると、軽水素のELM周波数は重水素の約2倍であった。また、重水素のペデスタル圧力は軽水素の約2倍であり、特に周辺温度の増加によるものである。ペデスタル圧力は全ポロイダルベータに比例する関係が得られ、これは同位体の種類に依存しないことがわかった。

論文

The Unified effect of counter-toroidal rotation and power across separatrix on type-I ELMs in JT-60U

浦野 創; 大山 直幸; 神谷 健作; 相羽 信行; 鎌田 裕; 藤田 隆明; JT-60チーム

Nuclear Fusion, 52(10), p.103012_1 - 103012_7, 2012/10

 被引用回数:2 パーセンタイル:86.92(Physics, Fluids & Plasmas)

逆方向トロイダル回転とセパラトリクスを通過するパワーによるType-I ELM特性に対する統合的効果をJT-60U装置を用いて調べた。実験はプラズマ電流に対して順方向、無回転、逆方向の接線NBを入射し、その後垂直NBを用いたパワースキャンを実施した。ELM周波数はセパラトリクスを通過するパワーをとともに単調増加したが、垂直NBの入射時には比例関係よりも強い依存性が観測された。これは、垂直NBを入射すると、周辺部でのトロイダル回転速度を逆方向へシフトすることが原因であり、周辺トロイダル回転速度を一定にするとELM周波数は、接線NBの入射方向によらず、セパラトリクスを通過するパワーに比例することがわかった。

論文

Development of a simulator for plasma position and shape control in JT-60SA

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。

論文

Plasma domains and development of operation scenarios in JT-60SA

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。

論文

Analysis of $$T$$$$_{rm e}$$/$$T$$$$_{rm i}$$ effect on confinement properties

成田 絵美*; 滝塚 知典*; 林 伸彦; 藤田 隆明; 井手 俊介; 本多 充; 諫山 明彦; 伊丹 潔; 鎌田 裕; 田中 靖之*; et al.

Plasma and Fusion Research (Internet), 7(Sp.1), p.2403102_1 - 2403102_5, 2012/07

In order to improve the prediction capability of confinement properties in burning plasmas with intensive electron heating, we have re-visited the DB3v10 International H-mode Confinement Database with emphasis on the temperature ratio $$T$$$$_{rm e}$$/$$T$$$$_{rm i}$$ and considerations on kinetic profiles. It was thereby found that the impact of $$T$$$$_{rm e}$$/$$T$$$$_{rm i}$$ is more apparent for discharges with peaked density profiles. Namely, HH factor improves with an increase of peakedness in the density profile for $$T$$$$_{rm e}$$/$$T$$$$_{rm i}$$ $$<$$1, whereas it tends to deteriorate with the density peaking for $$T$$$$_{rm e}$$/$$T$$$$_{rm i}$$ $$>$$1. The confinement scaling with a contribution of $$T$$$$_{rm e}$$/$$T$$$$_{rm i}$$ was also elaborated. In addition, the influence of $$T$$$$_{rm e}$$/$$T$$$$_{rm i}$$ described above was examined qualitatively with GLF23 and GS2 codes, which provided results corroborating the performed regression analysis, indicating the interplays of ITG and TEM.

論文

Impact of edge localized mode on photo-elastic-modulator based motional Stark effect polarimetry

鈴木 隆博; 藤田 隆明

Fusion Engineering and Design, 87(2), p.188 - 194, 2012/02

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

高閉じ込めプラズマにおいて観測される周辺局在モード(ELM)によって生じる間欠的な背景光の増加は、光弾性変調器(PEM)を用いた電流分布測定用モーショナルシュタルク効果(MSE)偏光計測に擾乱を与える。すなわち、MSE計測はPEMにより周波数変調された入射光の周波数スペクトル強度から偏光角を求め、偏光角の空間分布から電流分布を評価するが、ELMによるインパルス状の背景光は無偏光であっても広帯域の周波数スペクトルを有し、PEMによる変調スペクトルを乱すことで偏光角に誤差を生じる。このELMにより生じる偏光角の誤差を数値計算により調べた。得られた結果の一つとして、スペクトル強度測定用の低域フィルター(LPF)の時定数から決まる臨界周波数よりELM周波数が小さい時には誤差はELM周波数には依存せず、一方、臨界周波数より大きい時にはELMの影響がパイルアップし誤差はELM周波数とともに大きくなることがわかった。パイルアップが生じている時はELM間であっても誤差が残る。ほかに誤差の背景光強度,入射光偏光角,LPFの時定数等への依存性について系統的に調べ、誤差を低減するための光学系への条件を示した。

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