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Yoshida, M.*; McDermott, R. M.*; Angioni, C.*; Camenen, Y.*; Citrin, J.*; Jakubowski, M.*; Hughes, J. W.*; 井戸村 泰宏; Mantica, P.*; Mariani, A.*; et al.
Nuclear Fusion, 65(3), p.033001_1 - 033001_132, 2025/02
被引用回数：4 パーセンタイル：95.90(Physics, Fluids & Plasmas)ITER Physics Basis出版以降のITPA輸送・閉じ込め(TC)グループにおけるプラズマ輸送と閉じ込めの物理理解と理論モデル開発の進展を、ITERと燃焼プラズマの予測・制御への貢献に焦点を当ててまとめた。本論文は、過去15年間のITPA TC共同実験/共同活動によって主に導かれた進歩について、一般的かつ合理的な概観を提供するものである。本論文は、ITPA TCグループの科学的な戦略とスコープ、主要な進歩の全体像から始まり、粒子輸送、不純物輸送、イオン・電子乱流熱輸送、運動量輸送、3次元磁場が輸送に与える影響、閉じ込めモード遷移、大域的閉じ込め、簡約化輸送モデルといった各研究分野の進歩を示す。
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：44 パーセンタイル：87.56(Physics, Fluids & Plasmas)The operational space (
-
) 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 
5-6 
10
m
leads to an increased plasma temperature (similar pedestal pressure), which reduces the loop voltage and increases the duration of the burn phase to 
1000 s with Q 
5 for 
13 MA at moderate normalised pressure (
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 13 MA present an attractive alternative to hybrid scenarios to achieve ITER's long pulse Q 5 and deserve further analysis and experimental demonstration in present tokamaks.
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：45 パーセンタイル：87.18(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 
than the ITER baseline scenario (
) 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 
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.
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 
1000 s with 
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 5. Reducing the plasma density to 5-6 10m leads to an increased plasma temperature (similar pedestal pressure) which reduces the loop voltage and increases the duration of the burn phase to 1000 s with 5 for 13 MA at moderate normalised pressure, 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.
吉田 麻衣子; Kaye, S.*; Rice, J.*; Solomon, W.*; Tala, T.*; Bell, R. E.*; Burrell, K. H.*; Ferreira, J.*; 鎌田 裕; McDonald, D. C.*; et al.
Nuclear Fusion, 52(12), p.123005_1 - 123005_11, 2012/11
被引用回数：20 パーセンタイル：61.94(Physics, Fluids & Plasmas)プラズマ回転分布は、プラズマの安定性,閉じ込め改善,不純物輸送に重要な役割をしている。よって、運動量輸送係数の性質を理解することは、将来の装置におけるプラズマ回転やプラズマ性能を予測するうえで必須である。本研究では、さまざまな磁場配位を持つトカマク装置で取得した運動量輸送に関するデータベースを構築し、幅広いプラズマパラメータ領域における運動量輸送の特性を評価した。その結果、共通してどの装置でも運動量輸送係数が熱輸送係数と相関することと、運動量の対流速度と拡散係数が相関することが、プラズマ半径r/a=0.3-0.7の領域において観測されていることがわかった。また、運動量輸送係数と熱輸送係数の比の無次元量パラメータの関係について導き、輸送係数の比のスケーリングを初めて構築した。これらの結果は、将来の装置における運動量輸送係数の予測やモデリングの構築のために有効なデータである。
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：38 パーセンタイル：80.74(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.
鈴木 隆博; Akers, R.*; Gates, D. A.*; G
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：19 パーセンタイル：60.06(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
/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/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/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
=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
/
及び電磁的乱流輸送の指標であるトロイダル
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。
Litaudon, X.*; 坂本 宜照; de Vries, P. C.*; Salmi, A.*; Tala, T.*; Angioni, C.*; Benkadda, S.*; Beurskens, M. N. A.*; Bourdelle, C.*; Brix, M.*; et al.
Nuclear Fusion, 51(7), p.073020_1 - 073020_13, 2011/07
被引用回数：11 パーセンタイル：42.00(Physics, Fluids & Plasmas)内部輸送障壁の発生機構や構造形成は、装置や運転シナリオによって多様性があることが知られている。その多様性を理解するために、装置サイズがほぼ同じのJT-60と英国のJET装置において、同様の運転シナリオで形成した内部輸送障壁の輸送特性の比較を行った。特に、両装置のプラズマ形状,規格化衝突周波数,規格化ラーモア半径等の無次元変数を揃えた場合に着目した。その結果、内部輸送障壁の形成機構については、共通の形成条件があるが、定常状態での密度分布に大きな差異があることが明らかになった。この差異は、中心付近の磁気シアの違いに起因していると考えられる。
篠原 孝司; Kurki-Suonio, T.*; Spong, D. A.*; Asunta, O.*; 谷 啓二*; Strumberger, E.*; Briguglio, S.*; Koskela, T.*; Vlad, G.*; Gnter, S.*; et al.
Nuclear Fusion, 51(6), p.063028_1 - 063028_12, 2011/06
被引用回数：51 パーセンタイル：86.97(Physics, Fluids & Plasmas)Within the ITPA Topical Group on Energetic Particles, we have investigated the impact of the axisymmetry breaking of the tokamak in ITER. First, the validity of using a 2D equilibrium was investigated: a 3D equilibrium was reconstructed using the VMEC code, and it was verified that no 3D equilibrium reconstruction is needed but it is sufficient to add the vacuum field perturbations onto an 2D equilibrium. Then the alpha particle confinement was studied using ASCOT, and F3D OFMC codes. The distribution of the power load was found to depend on the first wall shape. We also made the first attempt to accommodate the effect of fast ion related MHD on the wall loads in ITER using the HMGC and ASCOT codes. The peak power flux to the wall was found to increase by an order of magnitude. Furthermore, the effect of 3D field which was produced by the ELM mitigation coil on the fast ion confinement was addressed by simulating NBI ions with the F3D OFMC code. The loss power fraction of NBI ions was found to increase from 0.3% to 4-5%.
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。
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.
篠原 孝司; Kurki-Suonio, T.*; Spong, D.*; Asunta, O.*; 谷 啓二*; Strumberger, E.*; Briguglio, S.*; Gnter, S.*; Koskela, T.*; Kramer, G.*; et al.
Proceedings of 23rd IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2010) (CD-ROM), 8 Pages, 2011/03
Within the ITPA Topical Group on Energetic Particles, we have investigated the impact of the axisymmetry breaking of the tokamak in ITER. First, the validity of using a 2D equilibrium was investigated: a 3D equilibrium was reconstructed using the VMEC code, and it was verified that no 3D equilibrium reconstruction is needed but it is sufficient to add the vacuum field perturbations onto an 2D equilibrium. Then the alpha particle confinement was studied using ASCOT, and F3D OFMC codes. The distribution of the power load was found to depend on the first wall shape. We also made the first attempt to accommodate the effect of fast ion related MHD on the wall loads in ITER using the HMGC and ASCOT codes. The peak power flux to the wall was found to increase by an order of magnitude. Furthermore, the effect of the ELM mitigation field on the fast ion confinement was addressed by simulating NBI ions with the F3D OFMC code. The loss power fraction of NBI ions was found to increase from 0.3% to 5.6%.
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。
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 
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.
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.
鈴木 隆博; Akers, R.*; Gates, D. A.*; Gnter, 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/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/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/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。
Roach, C. M.*; Walters, M.*; Budny, R. V.*; Imbeaux, F.*; Fredian, T. W.*; Greenwald, M.*; Stillerman, J. A.*; Alexander, D. A.*; Carlsson, J.*; Cary, J. R.*; et al.
Nuclear Fusion, 48(12), p.125001_1 - 125001_19, 2008/12
被引用回数：35 パーセンタイル：25.40(Physics, Fluids & Plasmas)本論文では、国際トカマク物理活動において構築し2008年に一般公開した分布データベースについて述べる。分布データベースは、プラズマ輸送特性を記述するモデルの検証に活用される。1998年に一般公開した分布データベースに加えて、世界のトカマク装置(11台)で得られた代表的な分布データ(約100放電)を新たに登録している。例えば、JETとTFTRで実施されたDT放電、各装置で得られた内部輸送障壁を持つ放電やハイブリッド運転シナリオの放電などが含まれており、新規登録されたすべての放電の目的や特徴を装置ごとに記述している。また、分布データベースはftp, http, MDSplusを通して読み出しが可能である。
Giruzzi, G.*; Park, J. M.*; Murakami, M.*; Kessel, C. E.*; Polevoi, A.*; Sips, A. C. C.*; Artaud, J. F.*; Basiuk, V.*; Bonoli, P.*; Budny, R. V.*; et al.
Proceedings of 22nd IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2008) (CD-ROM), 8 Pages, 2008/10
The modeling of the steady-state ITER scenarios is reviewed, as a subject of common work of the ITPA-SSO group. Focus is made not only on the basic physics issues, resulting from theory and experiments, but also on the difficulties and the needs of integrated modeling. Specific issues connected with high bootstrap fraction in the long pulse operation are addressed. Bootstrap current can be enhanced either by large pedestal temperatures, or by Internal Transport Barriers (ITB). Recent simulations for both high-pedestal scenarios and ITB scenarios are compared. Results of code benchmarking for typical parameters of ITER scenarios are also analyzed, and prospects for improvement of the integrated modeling capability will be discussed.
Donn
, A. J. H.*; Costley, A. E.*; Barnsley, R.*; Bindslev, H.*; Boivin, R.*; Conway, G.*; Fisher, R.*; Giannella, R.*; Hartfuss, H.*; von Hellermann, M. G.*; et al.
Nuclear Fusion, 47(6), p.S337 - S384, 2007/06
被引用回数：346 パーセンタイル：73.68(Physics, Fluids & Plasmas)「ITER物理基盤」は、その名の通りITERプラズマの物理基盤を与えるために編纂されたレビュー論文であり、Nuclear Fusion誌の特集号として1999年に発刊された。本「ITER物理基盤の進展」は、「ITER物理基盤」発刊以降に得られた研究開発成果を纏めたレビュー論文である。そのうち、第7章は、ITERにおけるプラズマ計測について包括的に取り扱うものである。主な項目は以下の通り。(1)ITERでの計測に対する要求性能,(2)ITERに適用する計測の原理と手法,(3)ITERでの計測の実現のために必要な技術開発項目,(4)ITERトカマク装置への計測機器の統合,(5)「ITER物理基盤」で提起された主要課題の進展状況,(6)ITERにおける計測性能の評価,(7)将来の核融合炉に向けてITERで学習すべき課題。
