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Imbeaux, F.*; Citrin, J.*; Hobirk, J.*; Hogeweij, G. M. D.*; K
chl, F.*; Leonov, V. M.*; 宮本 斉児; 中村 幸治*; Parail, V.*; Pereverzev, G. V.*; et al.
Nuclear Fusion, 51(8), p.083026_1 - 083026_11, 2011/08
被引用回数：35 パーセンタイル：80.59(Physics, Fluids & Plasmas)In order to prepare adequate current ramp-up and ramp-down scenarios for ITER, present experiments from various tokamaks have been analysed by means of integrated modelling in view of determining relevant heat transport models for these operation phases. A set of empirical heat transport models for L-mode has been validated on a multi-machine experimental dataset for predicting the 
dynamics within 
0.15 accuracy during current ramp-up and ramp-down phases. The most accurate heat transport models are then applied to projections to ITER current ramp-up, focusing on the baseline inductive scenario (main heating plateau current of 
MA). These projections include a sensitivity study to various assumptions of the simulation. While the heat transport model is at the heart of such simulations, more comprehensive simulations are required to test all operational aspects of the current ramp-up and ramp-down phases of ITER scenarios. Recent examples of such simulations, involving coupled core transport codes, free-boundary equilibrium solvers and a poloidal field (PF) systems controller are also described, focusing on ITER current ramp-down.
Imbeaux, F.*; Basiuk, V.*; Budny, R.*; Casper, T.*; Citrin, J.*; Fereira, J.*; 福山 淳*; Garcia, J.*; Gribov, Y. V.*; 林 伸彦; et al.
Proceedings of 23rd IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2010) (CD-ROM), 8 Pages, 2011/03
In order to prepare adequate current ramp-up and ramp-down scenarios for ITER, present experiments from various tokamaks have been analysed by means of integrated modelling in view of determining relevant heat transport models for these operation phases. The most accurate heat transport models are then applied to projections to ITER current ramp-up, focusing on the baseline inductive scenario (main heating plateau current of Ip = 15 MA). These projections include a sensitivity studies to various assumptions of the simulation. Recent examples of such simulations, involving coupled core transport codes, free boundary equilibrium solvers and a poloidal field (PF) systems controller are described in the second part of the paper, focusing on ITER current ramp-down.
Imbeaux, F.*; Basiuk, V.*; Budny, R.*; Casper, T.*; Citrin, J.*; Fereira, J.*; 福山 淳*; Garcia, J.*; Gribov, Y. V.*; 林 伸彦; et al.
Proceedings of 23rd IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2010) (CD-ROM), 8 Pages, 2010/10
ITERでの電流立ち上げ・立ち下げシナリオの準備に向けて、これら運転状態においてどの熱輸送モデルが適切であるかを決定するために、代表的なトカマクでの現在の実験結果を統合モデルシミュレーションにより解析した。本研究では、トカマク実験の解析結果をもとに、ITER標準誘導運転(プラズマ電流15MA)の電流立ち上げ・立ち下げシナリオでの予測を行った。統合モデルシミュレーション結果を、ASDEX Upgrade, C-Mod, DIII-D, JET, Tore Supraのオーミック加熱プラズマ及び外部加熱・電流駆動プラズマ実験データと比較することにより、さまざまな輸送モデルの検証を行った。最も実験結果の再現性の良かった幾つかのモデルを用いて、ITERの電流立ち上げ・立ち下げ段階での電子密度・電流密度プロファイルの予測を行った。電子温度プロファイルには輸送モデルによって大きな差が見られたが、最終的な電流密度プロファイルはモデル間でよく一致することがわかった。
Sips, A. C. C.*; Casper, T.*; Doyle, E. J.*; Giruzzi, G.*; Gribov, Y.*; Hobirk, J.*; Hogeweij, G. M. D.*; Horton, L. D.*; Hubbard, A. E.*; Hutchinson, I.*; et al.
Nuclear Fusion, 49(8), p.085015_1 - 085015_11, 2009/08
被引用回数：53 パーセンタイル：87.31(Physics, Fluids & Plasmas)ITERにおける放電の時間発展に関して、実験的に検証した。すなわち、着火から電流立ち上げ,電流フラットトップ,電流立ち下げである。着火に関しては、JETのような大型トカマクではECRFによる補助なしで、またECRFによる補助が有る場合にはすべての装置でITERの要求である一周電界
0.35V/mでの着火を確認できた。立ち上げ時には、早期にダイバータ移行し大きなプラズマ断面を早くに形成することによりインダクタンスをよく制御できることがわかった。フラットトップでの種々の特性、特にH-mode遷移後と逆遷移後のインダクタンスの変化についてデータが得られた。
Sips, A. C. C.*; Casper, T. A.*; Doyle, E. J.*; Giruzzi, G.*; Gribov, Y.*; Hobirk, J.*; Hogeweij, G. M. D.*; Horton, L. D.*; Hubbard, A. E.*; Hutchinson, I.*; et al.
Proceedings of 22nd IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2008) (CD-ROM), 8 Pages, 2008/10
ITERにおける放電の時間発展に関して、実験的に検証した。すなわち、着火から電流立ち上げ,電流フラットトップ,電流たち下げである。着火に関しては、JETのような大型トカマクではECRFによる補助なしで、またECRFによる補助が有る場合にはすべての装置でITERの要求である一周電界
0.35V/mでの着火を確認できた。立ち上げ時には、早期にダイバータ移行し大きなプラズマ断面を早くに形成することによりインダクタンスをよく制御できることがわかった。フラットトップでの種々の特性、特にH-mode遷移後と逆遷移後のインダクタンスの変化についてデータが得られた。
-particle diagnostics by CO
laser collective Thomson scattering in ITER近藤 貴; Richards, R. K.*; Hutchinson, D. P.*; 杉江 達夫; Costley, A. E.*; 三浦 幸俊; Lee, S.*
Proceedings of 30th EPS Conference on Controlled Fusion and Plasma Physics (CD-ROM), 4 Pages, 2003/07
燃焼プラズマでの支配的な熱源である粒子の挙動を理解するために、粒子の密度とエネルギースペクトルの空間の分布を測ることが必要とされている。そこで、ITERの粒子測定のために、パルス炭酸ガスレーザーを用いた協同トムソン散乱(CTS)システムを開発している。ITERでは加熱ビームイオン(E=1MeV)は、接線方向に入射され、粒子で類似した速さを持つ。しかし、CTS測定は一般的に、同じ速さを持つビームイオンと粒子を識別することができない。この問題を解決するため、ビームイオンと粒子を区別できる垂直散乱配置を提案した。この配置のCTSが、ビームイオンによってマスクされることなく粒子を分析できることを計算により示した。また、垂直散乱配置によるビーム線とレシーバー・システムの予備的な設計を示す。さらに、JT-60Uプラズマを使ったCTSシステムの原理実証実験について示す。
laser for ion energy spectrum measurements in JT-60U近藤 貴; 三浦 幸俊; Lee, S.*; Richards, R. K.*; Hutchinson, D. P.*; Bennett, C. A.*
Review of Scientific Instruments, 74(3), p.1642 - 1645, 2003/03
被引用回数：20 パーセンタイル：68.22(Instruments & Instrumentation)核融合炉心プラズマにおいて、高速粒子の速度分布計測と、イオン温度計測の確立は重要な課題として挙げられており、計測手法の実証が求められている。JT-60Uでは、ITERにおけるイオン温度と高速アルファ粒子の計測手法の確立を目的として、炭酸ガスレーザー(10.6
m, 15 J,1s)による協同トムソン散乱法の開発を行っている。検出器には量子井戸型赤外線検出器(QWIP)を用い、また迷光は高温炭酸ガスセルによって減少させる。JT-60Uに測定装置の設置を行うとともに、赤外ヘテロダイン受信機の検出感度や視野の較正手法を開発した。これを用いてJT-60Uプラズマにレーザーを入射して調整を行ったが、現在までに散乱光スペクトルは得られていない。問題点として、パルスレーザの放電による電気ノイズと、レーザーの周波数のシフトによる迷光の発生が挙げられる。
laser in JT-60U近藤 貴; Lee, S.; Hutchinson, D. P.*; Richards, R. K.*
Review of Scientific Instruments, 72(1), p.1143 - 1146, 2001/01
被引用回数：13 パーセンタイル：59.42(Instruments & Instrumentation)核融合炉心プラズマにおける粒子の速度分布計測と、イオン温度計測の確立は重要な課題であり、計測手法の実証が求められている。そこで、JT-60UにおいてITERにおけるイオン温度と高速粒子の計測手法の実証を目的として、炭酸ガスレーザを用いた協同トムソン散乱計測法の開発を行っている。現在までに製作と据え付けが完了した、大出力炭酸ガスレーザ、高温炭酸ガスセルを用いた迷光フィルター、ヘテロダイン受信システム、JT-60U真空容器へのレーザビーム伝送系、ならびに周波数解析用のフィルターバンク等の測定システムについて説明する。また、イオン温度と高速イオンの測定可能のプラズマパラメータ領域を示す。さらにJT-60Uの高温プラズマを用いたイオン温度測定の初期結果について述べる。
-ray and collective Thomson scattering measurements近藤 貴; 長島 章; 塚原 美光; Richards, R. K.*; Hutchinson, D. P.*; 森山 伸一; 森岡 篤彦; 飛田 健次; 草間 義紀; V.G.Kiptily*
Proc. of 1998 Int. Congress on Plasma Physics, p.1478 - 1481, 1998/00
ITERにおいて、高速粒子計測は開発すべき重要な計測の1つである。JT-60Uにおいて開発している2つの計測について述べる。(1)線計測は、不純物イオンと高速イオンの反応により発生する1~20MeVの線を測定している。これにより、MeVエネルギー領域のイオンエネルギー分布と高速イオンの閉じ込め特性を調べている。(2)協同トムソン散乱は、ITERにおいてイオン温度計測、及び粒子の測定法として候補に上がっており、その測定法を実証するため、並びにJT-60Uのイオン温度計測法として開発を行っている。10ジュールのパルスCOレーザをプラズマ中に入射し、散乱角0.5度の散乱光をヘテロダイン受信する。散乱パワーの計算により、イオン温度測定に必要なS/N比が得られることが示される。
