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論文

Determination of tungsten and molybdenum concentrations from an X-ray range spectrum in JET with the ITER-like wall configuration

仲野 友英; Shumack, A.*; Maggi, C. F.*; Reinke, M.*; Lawson, K.*; Coffey, I.*; P$"u$tterich, T.*; Brezinsek, S.*; Lipschultz, B.*; Matthews, G. F.*; et al.

Journal of Physics B; Atomic, Molecular and Optical Physics, 48(14), p.144023_1 - 144023_11, 2015/07

 被引用回数:20 パーセンタイル:15.45(Optics)

欧州のトカマク型装置JETでは、タングステン材ダイバータの導入に伴いプラズマ中のタングステン量をモニターするため、既設のX線分光器を改造した。この分光器で観測されたスペクトルを原子構造計算プログラムで計算したスペクトルと比較することによって、$$mbox{W}^{45+}$$, $$mbox{W}^{46+}$$、及び$$mbox{Mo}^{32+}$$からの内殻励起スペクトル線を同定することに成功した。これらのスペクトル線の強度からタングステン及びモリブデンイオンの密度を導出し、電子密度に対して、それぞれ$$10^{-5}$$及び$$10^{-6}$$と決定した。さらに、導出したタングステン及びモリブデンイオン密度の妥当性の検証を以下のように行った。$$mbox{W}^{45+}$$スペクトル線の強度から導出したタングステンイオン密度は$$mbox{W}^{46+}$$スペクトル線強度から導出したタングステンイオン密度と20%で一致することを確かめた。また、X線分光器の2.4keV帯の連続スペクトル強度から導出したプラズマ実効電荷数は4.8keV帯の連続スペクトルから導出したプラズマ実効電荷数と50%で一致すること、そしてこれらは可視分光から導出されたプラズマ実効電荷数とよく一致することを確かめた。よって、本X線分光器の感度は妥当であると結論でき、導出したタングステン及びモリブデンイオン密度も信頼できると考えられる。

論文

Free boundary equilibrium in 3D tokamaks with toroidal rotation

Cooper, W. A.*; Brunetti, D.*; Faustin, J. M.*; Graves, J. P.*; Pfefferl$'e$, D.*; Raghunathan, M.*; Sauter, O.*; Tran, T. M.*; Chapman, I. T.*; Ham, C. J.*; et al.

Nuclear Fusion, 55(6), p.063032_1 - 063032_8, 2015/05

 被引用回数:1 パーセンタイル:92.91(Physics, Fluids & Plasmas)

入れ子の磁気面を持つ一流体三次元MHD平衡にトロイダル回転を適切に考慮するモデルを開発した。このモデルは軸対称系における回転を考慮したMHD平衡を厳密に再現できる。このモデルは三次元的な変化の大きい領域でプラズマ回転のシアが無視できる場合に適用可能である。MAST装置におけるヘリカルコアを持つ平衡において、回転の影響は磁場構造に対しては小さいが圧力分布は大きく変化させることを示した。この圧力の変化は磁気軸付近の圧力の減少であり、回転によってさらなる3次元的な変化を引き起こすものではなかった。また、粒子軌道追跡コードVENUSを用いて3次元トカマクプラズマ中の高エネルギー粒子閉じ込めを調べた。プラズマがトロイダル回転をしている場合、粒子軌道はこの回転が作り出す静電ポテンシャルの影響を受ける。さらに、平衡の3次元性はオーム則に現れる座標に依存した項の影響を受け、これが高エネルギー粒子閉じ込めに大きな影響を与えることを示した。

論文

Progress at JET in integrating ITER-relevant core and edge plasmas within the constraints of an ITER-like wall

Giroud, C.*; Jachmich, S.*; Jacquet, P.*; J$"a$rvinen, A.*; Lerche, E.*; Rimini, F.*; Aho-Mantila, L.*; 相羽 信行; Balboa, I.*; Belo, P.*; et al.

Plasma Physics and Controlled Fusion, 57(3), p.035004_1 - 035004_20, 2015/03

 被引用回数:42 パーセンタイル:2.8(Physics, Fluids & Plasmas)

ITER-like wall導入後のJET装置における、ITER標準シナリオに相当するプラズマを実現するための研究の進展について報告する。2.5MAの高三角度ELMy H-modeプラズマに対して重水素ガスおよび窒素ガスを供給する実験を、2つの異なるダイバータ条件下で行った。その結果、窒素ガスの供給によりダイバータへの熱負荷が低減されたことを報告する。また、三角度の向上によるペデスタル領域のエネルギー閉じ込め性能およびペデスタル圧力の向上について調べた。その結果、窒素ガスの供給の有無にかかわらず、高三角度によってペデスタルのELM安定性が改善され、それにより閉じ込め性能およびペデスタル圧力が向上することを示した。

論文

Physics comparison and modelling of the JET and JT-60U core and edge; Towards JT-60SA predictions

Garcia, J.*; 林 伸彦; Baiocchi, B.*; Giruzzi, G.*; 本多 充; 井手 俊介; Maget, P.*; 成田 絵美*; Schneider, M.*; 浦野 創; et al.

Nuclear Fusion, 54(9), p.093010_1 - 093010_13, 2014/09

 被引用回数:30 パーセンタイル:9.14(Physics, Fluids & Plasmas)

Extensive physics analysis and modelling has been undertaken for the typical operational regimes of the tokamak devices JET and JT-60U with the aim of extrapolating present day experiments to JT-60SA, which shares important characteristics with both tokamaks. A series of representative discharges of two operational scenarios, H-mode and hybrid, have been used for this purpose. Predictive simulations of core turbulence, particle transport, current diffusion and pedestal pressure have been carried out with different combinations of models. The ability of the models for reproducing the experimental data is analysed and scenario calculations for JT-60SA are performed following an optimum set of models.

論文

Determination of tungsten and molybdenum concentrations from an X-ray range spectrum in JET

仲野 友英; Shumack, A. E.*; Maggi, C.*; Reinke, M.*; Lawson, K. D.*; P$"u$tterich, T.*; Brezinsek, S.*; Lipschultz, B.*; Matthews, G.*; Chernyshova, M.*; et al.

Europhysics Conference Abstracts (Internet), 38F, p.P1.019_1 - P1.019_4, 2014/06

欧州のトカマク型装置JETでは、タングステン材ダイバータの導入に伴い、プラズマ中のタングステン量をモニターするため、既設のX線分光器を改造した。この分光器で観測されたスペクトルを原子構造計算プログラムで計算したスペクトルと比較することによって、$$mbox{W}^{46+}$$, $$mbox{W}^{45+}$$、および$$mbox{Mo}^{32+}$$からのスペクトル線を同定することに成功した。さらに、これらのスペクトル線の強度からタングステンおよびモリブデンイオンの密度を導出し、電子密度に対して、それぞれ$$10^{-5}$$および$$10^{-7}$$と決定した。このタングステンイオン密度を真空紫外分光器から決定されたタングステンイオン密度と比較すると、非常に良い一致を示した。さらに、本X線分光器による連続光強度から決定したプラズマ実効電荷数と可視分光器による連続光強度から決定されたプラズマ実効電荷数を比較し、3倍の範囲で一致することを確かめた。これらから本X線分光器から導出したタングステンおよびモリブデンイオン密度は妥当であると考えられる。一方で、軟X線アレイから決定されたタングステンイオン密度と比較すると、本X線分光器から決定したタングステンイオン密度は1/7であった。軟X線アレイとの不一致の理由を今後の課題として調べる予定である。

論文

Analysis of JT-60SA scenarios on the basis of JET and JT-60U discharges

Garcia, J.*; 林 伸彦; Giruzzi, G.*; Schneider, M.*; Joffrin, E.*; 井手 俊介; 坂本 宜照; 鈴木 隆博; 浦野 創; JT-60チーム; et al.

Europhysics Conference Abstracts (Internet), 38F, p.P1.029_1 - P1.029_4, 2014/06

Creation of JT-60SA scenarios is necessary in order to make deeper analyses: Fast ions, heating schemes, MHD. Validation exercise: a series of representative discharges of the three main operational scenarios, H-mode, hybrid and steady-state have been selected for each device in order to extrapolate to JT-60SA. An extensive analysis of the main physics similarities and differences among the discharges has been carried out in order to explain results. Using integrated modelling codes CRONOS and TOPICS, benchmark of the codes is done. Predictive core turbulence simulations have been carried out with three transport models: Bohm-GyroBohm, CDBM and GLF23. Particle transport is analyzed with GLF23. Pressure pedestal predictions are simulated with Cordey MHD scaling. Fully predictive simulations of temperatures, density and pedestal have been performed with GLF23 and CDBM models for the temperatures and GLF23 for the density. Calculations for JT-60SA are performed following the best combination of models found.

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:17 パーセンタイル:23.03(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

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

Comparative transport analysis of JET and JT-60U discharges

Garcia, J.*; 林 伸彦; Giruzzi, G.*; Schneider, M.*; Joffrin, E.*; 井手 俊介; 坂本 宜照; 鈴木 隆博; 浦野 創; JT-60チーム; et al.

Europhysics Conference Abstracts (Internet), 36F, p.P5.057_1 - P5.057_4, 2012/00

Predictive simulations for electron and ion temperatures have been carried out for JET and JT-60U plasmas in order to determine the most appropriate models to this type of plasmas. To carry out this programme, the integrated modelling codes CRONOS and TOPICS-IB are used. Results show that the H-modes are usually well simulated for both devices, whereas for the advanced regimes, as the hybrid, there are clear deviations from experimental data, mainly for JT-60U. The reasons for such discrepancies are analysed.

論文

Integrated modelling of a JET type-I ELMy H-mode pulse and predictions for ITER-like wall scenarios

Wiesen, S.*; Brezinsek, S.*; J$"a$rvinen, A.*; Eich, T.*; Fundamenski, W.*; Huber, A.*; Parail, V.*; Corrigan, G.*; 林 伸彦; JET-EFDA Contributors*

Plasma Physics and Controlled Fusion, 53(12), p.124039_1 - 124039_12, 2011/12

 被引用回数:21 パーセンタイル:26.24(Physics, Fluids & Plasmas)

A type-I ELMy H-mode discharge in JET has been analysed numerically using JINTRAC integrated code in order to obtain a self-consistent description of edge and core plasma. The time-dependent model consists of a self-consistent coupling of 1D core code JETTO/SANCO and 2D multi-fluid scrape-off-layer (SOL) code EDGE2D-EIRENE. The inter- and intra-ELM transport model has been adapted to match the experimental pre- and post ELM plasma profiles measured in JET and at the same time the observed ELM dynamics in terms of ELM frequency, ELM energy loss, ELM wetted area and heat flows towards target plates. It is found that the scaling for the free streaming approximations of ELM filamentary parallel SOL transport for the maximum heat flux, energy density and heat flux factor can be reproduced with the JINTRAC model. Results for the JET all-carbon reference case are then utilised to predict a type-I ELMy H-mode for ITER-like wall (ILW) assuming a full-tungsten divertor and beryllium main-chamber wall in the model. It is found that a moderate amount of seeded neon impurity (or other impurity species) is necessary to match a similar level of radiation when carbon is absent in the system. Finally, results of the ILW setup are used to estimate the total amount of tungsten particles eroded per ELM from the target plates and a rough estimate of the core radiative fraction due to W accumulation is given.

論文

Edge pedestal characteristics in JET and JT-60U tokamaks under variable toroidal field ripple

浦野 創; Saibene, G.*; 大山 直幸; Parail, V.*; de Vries, P.*; Sartori, R.*; 鎌田 裕; 神谷 健作; Loarte, A.*; L$"o$nnroth, J.*; et al.

Nuclear Fusion, 51(11), p.113004_1 - 113004_10, 2011/11

 被引用回数:7 パーセンタイル:63.03(Physics, Fluids & Plasmas)

JET及びJT-60Uにおいてトロイダル磁場リップルのスキャン実験を実施し、トロイダル磁場リップルによる周辺ペデスタル構造への影響を評価した。トロイダル磁場リップルは赤道面外側のセパラトリクス上で定義した。JT-60Uではフェライト鋼導入によってトロイダル磁場リップルは$$1%$$から$$0.6%$$に低減し、一方JETではコイル電流の調整によって$$0.1%$$から$$1%$$まで変化させた。JT-60Uではフェライト鋼導入によってペデスタル圧力に大きな差異は見られなかった。同様にJETでもペデスタル部の密度・温度に差異が見られなかった。しかし両装置ともに周辺トロイダル回転速度はリップルの増大とともに逆方向にシフトした。JT-60UではELM周波数がリップルとともに増大したが、JETでは変化が観測されなかった。この装置間比較実験の結果から、$$1%$$以下のトロイダル磁場リップルは周辺ペデスタル構造に大きな影響を与えないことが示された。しかし、ITERのような低衝突周波数領域での影響については今後の課題である。

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:33 パーセンタイル:14.3(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

Core transport properties in JT-60U and JET identity plasmas

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:7 パーセンタイル:63.03(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。

論文

Integrated simulation of ELM triggered by pellet through energy absorption and transport enhancement

林 伸彦; Parail, V.*; Koechl, F.*; 相羽 信行; 滝塚 知典; Wiesen, S.*; Lang, P.*; 大山 直幸; 小関 隆久; JET-EFDA Contributors*

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

Two integrated core / scrape-off-layer (SOL) / divertor transport codes TOPICS-IB and JINTRAC with links to MHD stability codes have been coupled with models of pellet injection to clarify effects of pellet on the behavior of edge localized modes (ELMs). The energy absorption by pellet and its further displacement due to E$$times$$B drift as well as transport enhancement by the pellet were found to be able to trigger the ELM. The ablated cloud of pellet absorbs the background plasma energy and causes the radial redistribution of pressure due to the subsequent E$$times$$B drift. On the other hand, the sharp increase in local density and temperature gradients in the vicinity of ablated cloud could cause transient enhancement of heat and particle transport. Both mechanisms produce a region of an increased pressure gradient in the background plasma profile within the pedestal, which triggers the ELM. The mechanisms have the potential to explain a wide range of experimental observations.

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

Empirical scaling of sawtooth period for onset of neoclassical tearing modes

Chapman, I. T.*; Buttery, R. J.*; Coda, S.*; Gerhardt, S.*; Graves, J. P.*; Howell, D. F.*; 諫山 明彦; La Haye, R. J.*; Liu, Y.*; Maget, P.*; et al.

Nuclear Fusion, 50(10), p.102001_1 - 102001_7, 2010/10

 被引用回数:39 パーセンタイル:12.89(Physics, Fluids & Plasmas)

本論文では、ASDEX-U, DIII-D, HL-2A, JET, JT-60U, MAST, NSTX, TCV, Tore Supraにおいて鋸歯状振動と新古典テアリングモード(NTM)の発生について調べた結果について記述している。データベース解析の結果、鋸歯状振動がNTMを誘起したときのベータ値は鋸歯状振動の周期とともに低下することがわかった。また、装置間で鋸歯状振動を比較する場合、鋸歯状振動周期を抵抗性拡散時間で規格化し、プラズマ圧力として規格化ベータ値($$beta_N$$)を用いることがよいことがわかった。今回の結果をITERに外挿した場合、鋸歯状振動周期が10秒の場合は$$beta_Nsim 4$$でNTMが誘起されると予想されるのに対し、鋸歯状振動周期が100秒の場合は$$beta_Nsim 2$$でNTMが誘起されると予想されることがわかった。

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。

論文

Experimental studies of ITER demonstration discharges

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:45 パーセンタイル:11.57(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$$leq$$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。

論文

Plasma control systems relevant to ITER and fusion power plants

栗原 研一; Lister, J. B.*; Humphreys, D. A.*; Ferron, J. R.*; Treutterer, W.*; Sartori, F.*; Felton, R.*; Br$'e$mond, S.*; Moreau, P.*; JET-EFDA Contributors*

Fusion Engineering and Design, 83(7-9), p.959 - 970, 2008/12

 被引用回数:20 パーセンタイル:17.89(Nuclear Science & Technology)

ITER建設が開始され将来の核融合発電炉に向けて一歩前進した現在、既存の大型中型トカマク装置は、残された重大な課題である「高性能プラズマ(高圧力,高自発電流割合)の生成と定常維持及び不安定性の完全回避」の方策を見いだすことが求められている。さらにその方策をITERにおける燃焼プラズマ実験で検証されることが必要である。これらの課題が発電炉への主たる障害であることはいわば共通認識であるので、ITERにおけるプラズマ制御システムは、既存のトカマク実験で得られた経験を外挿できる機能と、将来の新たな知見に柔軟に適応できる構造(制御システムの進化)という重要な2面を合わせ持たなければならない。このような趣旨から、まず現在稼働している装置におけるプラズマ制御システムの特徴や機能をソフト/ハード両面からレビューする。次にITERのCODAC設計から要求事項をサーベイする。さらに、プラズマ制御システムにおける柔軟構造の意味を、将来の要求を想定しながら議論する。最後に、将来のプラズマ制御システム像を描き出す。

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