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論文

Assessment of operational space for long-pulse scenarios in ITER

Polevoi, A. R.*; Loarte, A.*; 林 伸彦; Kim, H. S.*; Kim, S. H.*; Koechl, F.*; Kukushkin, A. S.*; Leonov, V. M.*; Medvedev, S. Yu.*; 村上 匡且*; et al.

Nuclear Fusion, 55(6), p.063019_1 - 063019_8, 2015/05

 被引用回数:15 パーセンタイル:15.33(Physics, Fluids & Plasmas)

The operational space ($$I_p$$-$$n$$) for long pulse scenarios of ITER was assessed by 1.5D core transport modelling with pedestal parameters predicted by the EPED1 code. The analyses include the majority of transport models presently used for interpretation of experiments and ITER predictions. The EPED1 code was modified to take into account boundary conditions predicted by SOLPS for ITER. In contrast with standard EPED1 assumptions, EPED1 with the SOLPS boundary conditions predicts no degradation of the pedestal pressure as density is reduced. Lowering the plasma density to $$n_e sim$$ 5-6 $$times$$ 10$$^{19}$$ m$$^{-3}$$ leads to an increased plasma temperature (similar pedestal pressure), which reduces the loop voltage and increases the duration of the burn phase to $$Delta t_{rm burn} sim$$ 1000 s with Q $$ge$$ 5 for $$I_p ge$$ 13 MA at moderate normalised pressure ($$beta_N sim$$ 2). These ITER plasmas require the same level of additional heating power as the reference Q = 10 inductive scenario at 15 MA. However, unlike the "hybrid" scenarios considered previously, these H-mode plasmas do not require specially shaped q profiles nor improved confinement in the core for the transport models considered in this study. Thus, these medium density H-mode plasma scenarios with $$I_p ge$$ 13 MA present an attractive alternative to hybrid scenarios to achieve ITER's long pulse Q $$ge$$ 5 and deserve further analysis and experimental demonstration in present tokamaks.

論文

Development of advanced inductive scenarios for ITER

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:14 パーセンタイル:23.25(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 $$beta_{rm N} ge 2.4$$ than the ITER baseline scenario ($$beta_{rm N} = 1.8$$) 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 $$q_{rm 95}$$ 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.

論文

Optimization of ITER operational space for long-pulse scenarios

Polevoi, A. R.*; 林 伸彦; Kim, H. S.*; Kim, S. H.*; Koechl, F.*; Kukushkin, A. S.*; Leonov, V. M.*; Loarte, A.*; Medvedev, S. Yu.*; 村上 匡且*; et al.

Europhysics Conference Abstracts (Internet), 37D, p.P2.135_1 - P2.135_4, 2013/07

Long-pulse operation $$Delta t sim$$ 1000 s with $$Q ge$$ 5 is foreseen in ITER to demonstrate high neutron fluence scenarios which can be of use for the nuclear technology and for the TBM. In this study we address the viability of achieving ITER's long-pulse scenario in plasma regimes with H-mode confinement level by characterizing the current-density operational space and the achievable Q with long pulse burning phases. The EPED1 model with boundary conditions from SOLPS predicts no degradation of pedestal pressure with decreasing density in ITER. Modelling of core transport with 1.5D transport models carried out with pedestal parameters predicted by EPED1+SOLPS indicate that there is a large operational space for long pulse plasma operation with high fusion gain $$Q ge$$ 5. Reducing the plasma density to $$n_e sim$$ 5-6 10$$^{19}$$m$$^{-3}$$ leads to an increased plasma temperature (similar pedestal pressure) which reduces the loop voltage and increases the duration of the burn phase to $$Delta t sim$$ 1000 s with $$Q ge$$ 5 for $$I_p ge$$ 13 MA at moderate normalised pressure, $$beta_N sim$$ 2. Unlike the "hybrid" scenarios, these H-mode plasmas do not require specially shaped q profiles nor improved confinement in the core for the majority of the transport models considered in this study. Thus, these medium density H-mode plasma scenarios present an attractive alternative to hybrid scenarios to achieve ITER's long pulse.

論文

Experimental investigation and validation of neutral beam current drive for ITER through ITPA joint experiments

鈴木 隆博; Akers, R.*; Gates, D. A.*; G$"u$nter, S.*; Heidbrink, W. W.*; Hobirk, J.*; Luce, T. C.*; 村上 和功*; Park, J. M.*; Turnyanskiy, M.*; et al.

Nuclear Fusion, 51(8), p.083020_1 - 083020_8, 2011/08

 被引用回数:15 パーセンタイル:32.91(Physics, Fluids & Plasmas)

国際トカマク物理活動(ITPA)の下で、世界の主要な4つのトカマク装置(AUG(独国), DIII-D(米国), JT-60U(日本)、及びMAST(英国))において周辺部中性粒子ビーム(NB)駆動電流分布を測定し理論を検証するための国際装置間比較実験を実施した。さまざまな装置での実験を行い、プラズマ電流0.6-1.2MA,トロイダル磁場0.3-3.7T, NBの加速エネルギー67-350keVと広いダイナミックレンジの実験条件に渡ってNB駆動電流分布(あるいは全電流分布のNBCDによる変化)を測定し、NB駆動電流とその空間分布の測定結果は、比較的小さい高速イオンの拡散係数(0-0.5m$$^2$$/s)を仮定した理論計算で説明できることがわかった。また、AUG及びDIII-Dの結果によると、低い加熱パワーのときにはNB駆動電流分布は高速イオンの拡散係数として0m$$^2$$/sを仮定した理論計算で説明できる一方で、高い加熱パワー(AUGでは5MW、DIII-Dでは7.2MW)の時には0.3-0.5m$$^2$$/s程度の拡散係数を仮定した理論計算が最もよく実験と合致するとの結果を得た。背景プラズマ乱流による高速イオンの散乱とそれによる再分配と考えられる。測定したNB駆動電流と$$D$$$$_{rm b}$$=0を仮定した計算との比について、高速イオンの静電的乱流輸送の指標である$$E$$$$_{rm b}$$/$$T$$$$_{rm e}$$及び電磁的乱流輸送の指標であるトロイダル$$beta$$値への依存性を調べ、ITERの周辺部NB電流駆動について議論する。

論文

Current ramps in tokamaks; From present experiments to ITER scenarios

Imbeaux, F.*; Citrin, J.*; Hobirk, J.*; Hogeweij, G. M. D.*; K$"o$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:30 パーセンタイル:14.1(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 $$l_i$$ dynamics within $$pm$$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 $$I_p = 15$$ 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.

論文

Integrated modeling of steady-state scenarios and heating and current drive mixes for ITER

村上 和功*; Park, J. M.*; Giruzzi, G.*; Garcia, J.*; Bonoli, P.*; Budny, R. V.*; Doyle, E. J.*; 福山 淳*; 林 伸彦; 本多 充; et al.

Proceedings of 23rd IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2010) (CD-ROM), 8 Pages, 2011/03

Recent progress on ITER steady-state scenario modeling by the ITPA-IOS group is reviewed. Code-to-code benchmarks as the IOS group's common activities for the two steady-state scenarios (weak shear scenario and internal transport barrier scenario) are reviewed. These are discussed in terms of transport and kinetic profiles, heating and CD sources using various transport codes.

論文

Current ramps in tokamaks; From present experiments to ITER scenarios

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.

論文

On maximizing the ICRF antenna loading for ITER plasmas

Mayoral, M.-L.*; Bobkov, V.*; Colas, L.*; Goniche, M.*; Hosea, J.*; Kwak, J. G.*; Pinsker, R.*; 森山 伸一; Wukitch, S.*; Baity, F. W.*; et al.

Proceedings of 23rd IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2010) (CD-ROM), 11 Pages, 2011/03

ITERにおけるイオンサイクロトロン周波数帯(ICRF)加熱装置の最大入射パワーは、アンテナにいかなる設計を採用したとしても、スクレイプオフ層の密度分布に強く依存する。ガス入射によってスクレイプオフ層の密度分布を能動的に制御することで、主プラズマ周辺密度の変化によるICRF波の結合状態の変化を最小化できると考えられている。この手法の特性をさらに詳しく調べるために、国際トカマク物理活動(ITPA)が調整した共同実験が行われた。この実験に参加したすべてのトカマクにおいて、ガス入射を用いたスクレイプオフ層の密度上昇によって結合の改善が得られた。アンテナ前面の密度を上昇させるツールとしてのガス入射の有効性は、広い範囲の実験条件すなわちさまざまなガス入射位置やさまざまなプラズマ形状に対して証明された。また、プラズマ閉じ込めへの有害な影響やアンテナ近傍での有害な相互作用は観測されなかった。

論文

Experimental investigation and validation of neutral beam current drive for ITER through ITPA joint experiments

鈴木 隆博; Akers, R.*; Gates, D. A.*; G$"u$nter, S.*; Heidbrink, W. W.*; Hobirk, J.*; Luce, T. C.*; 村上 和功*; Park, J. M.*; Turnyanskiy, M.*; et al.

Proceedings of 23rd IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2010) (CD-ROM), 8 Pages, 2010/10

国際トカマク物理活動(ITPA)の下で、世界の主要な4つのトカマク装置(AUG(独国),DIII-D(米国),JT-60U(日本)、及びMAST(英国))において周辺部中性粒子ビーム(NB)駆動電流分布を測定し理論を検証するための国際装置間比較実験を実施した。さまざまな装置での実験を行い、プラズマ電流0.6-1.2MA,トロイダル磁場0.3-3.7T,NBの加速エネルギー67-350keVと広いダイナミックレンジの実験条件に渡ってNB駆動電流分布(あるいは全電流分布のNBCDによる変化)を測定し、NB駆動電流とその空間分布の測定結果は、比較的小さい高速イオンの拡散係数(0-0.5m$$^2$$/s)を仮定した理論計算で説明できることがわかった。また、AUG及びDIII-Dの結果によると、低い加熱パワーの時にはNB駆動電流分布は高速イオンの拡散係数として0m$$^2$$/sを仮定した理論計算で説明できる一方で、高い加熱パワー(AUGでは5MW、DIII-Dでは7.2MW)の時には0.3-0.5m$$^2$$/s程度の拡散係数を仮定した理論計算がもっとも良く実験と合致するとの結果を得た。背景プラズマ乱流による高速イオンの散乱とそれによる再分配と考えられる。これらの結果をまとめ、ITERの周辺部NB電流駆動について議論する。

論文

ECRH assisted plasma start-up with toroidally inclined launch; Multi-machine comparison and perspectives for ITER

Stober, J.*; Jackson, G. L.*; Ascasibar, E.*; Bae, Y.-S.*; Bucalossi, J.*; Cappa, A.*; Casper, T.*; Cho, M. H.*; Gribov, Y.*; Granucci, G.*; et al.

Proceedings of 23rd IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2010) (CD-ROM), 8 Pages, 2010/10

ECRH assisted plasma breakdown is foreseen with full and half magnetic field in ITER. As reported earlier, the corresponding O1- and X2-schemes have been successfully used for pre-ionisation and breakdown assist in present day devices. This contribution reports on common experiments studying the effect of toroidal inclination of the ECR beam, which is $$ge 20^circ$$ in ITER. All devices could demonstrate successful breakdown assist also for this case, although in some experiments the necessary power was almost a factor of two higher compared to perpendicular launch. Differences between the devices with regard to the required power and vertical field are discussed and analysed. In contrast to most of these experiments, ITER will build up loop voltage prior to the formation of the field null due to the strong shielding by the vessel. Possible consequences of this difference are discussed.

論文

Plasma models for real-time control of advanced tokamak scenarios

Moreau, D.*; Mazon, D.*; Walker, M. L.*; Ferron, J. R.*; Flanagan, S. M.*; Gohil, P.*; Groebner, R. J.*; La Haye, R. J.*; Schuster, E.*; Ou, Y.*; et al.

Proceedings of 23rd IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2010) (CD-ROM), 8 Pages, 2010/10

An integrated plasma profile control strategy is being developed for extrapolating present-day advanced tokamak (AT) scenarios to steady state operation. The approach is based on semi- empirical (grey-box) modeling. It was initially explored on JET, for current profile control only. The present paper deals with the generalization of this strategy to simultaneous magnetic and kinetic control. The system identification algorithms take advantage of the large ratio between the magnetic and thermal diffusion time scales and have been recently applied, in their full version, to both JT-60U and DIII-D data. This provides, for control purposes, a readily available alternative to first-principle plasma modeling.

論文

Current ramps in tokamaks; From present experiments to ITER scenarios

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。

口頭

Discussion on experimental investigation and validation of neutral beam current drive for ITER through ITPA joint experiments

鈴木 隆博; Akers, R.*; Gates, D. A.*; G$"u$nter, S.*; Heidbrink, W. W.*; Hobirk, J.*; Luce, T. C.*; 村上 和功*; Park, J. M.*; Turnyanskiy, M.*; et al.

no journal, , 

国際トカマク物理活動(ITPA)の下で、世界の主要な5つのトカマク装置(AUG(独国), DIII-D(米国), JT-60U(日本), MAST(英国)及びNSTX(米国))においてNBCD駆動電流分布を測定し理論を検証するための国際装置間比較実験を実施した。その実験で得られた成果について議論を行う。さまざまな装置での実験を行い、プラズマ電流0.6-1.2MA,トロイダル磁場0.3$$sim$$3.7T, NBの加速エネルギー67$$sim$$350keVと広いダイナミックレンジの実験条件にわたってNB駆動電流分布(あるいは全電流分布のNBCDによる変化)を測定し、NB駆動電流とその空間分布の測定結果は、比較的小さい高速イオンの拡散係数(0$$sim$$0.5m$$^2$$/s)を仮定した理論計算で説明できることがわかった。また、AUG及びDIII-Dの結果によると、低い加熱パワーのときにはNB駆動電流分布は高速イオンの拡散係数として0m$$^2$$/sを仮定した理論計算で説明できる一方で、高い加熱パワー(AUGでは5MW、DIII-Dでは7.2MW)のときには0.3$$sim$$0.5m$$^2$$/s程度の拡散係数を仮定した理論計算が最もよく実験と合致するとの結果を得た。背景プラズマ乱流による高速イオンの散乱とそれによる再分配と考えられる。

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