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論文

Population and decay of a $$K^{pi}$$ = 8$$^{-}$$ two-quasineutron isomer in $$^{244}$$Pu

Hota, S.*; Tandel, S.*; Chowdhury, P.*; Ahmad, I.*; Carpenter, M. P.*; Chiara, C. J.*; Greene, J. P.*; Hoffman, C. R.*; Jackson, E. G.*; Janssens, R. V. F.*; et al.

Physical Review C, 94(2), p.021303_1 - 021303_5, 2016/08

 被引用回数:5 パーセンタイル:48.22(Physics, Nuclear)

$$^{244}$$Puにおける$$K^{pi}$$ = 8$$^{-}$$アイソマーからの崩壊と集団的バンド構造が$$^{47}$$Tiと$$^{208}$$Pbのビームによる深部非弾性散乱実験によって調べられた。バンド内の正確な$$M1/E2$$分岐比の測定によって、偶$$Z$$, $$N$$=150アイソトーンにおける$$K^{pi}$$ = 8$$^{-}$$二準中性子アイソマーが9/2$$^-$$[734]$$_{nu}$$$$otimes$$7/2$$^+$$[624]$$_{nu}$$の配位であることを確かめた。$$N$$=152における変形シェルギャップ近傍のこれらのアイソマーは、超重核の一粒子エネルギーの理論的な予言において重要なベンチマークとなる。

論文

Dynamics of energetic particle driven modes and MHD modes in wall-stabilized high-$$beta$$ plasmas on JT-60U and DIII-D

松永 剛; 岡林 典男*; 相羽 信行; Boedo, J. A.*; Ferron, J. R.*; Hanson, J. M.*; Hao, G. Z.*; Heidbrink, W. W.*; Holcomb, C. T.*; In, Y.*; et al.

Nuclear Fusion, 53(12), p.123022_1 - 123022_13, 2013/12

 被引用回数:2 パーセンタイル:88.58(Physics, Fluids & Plasmas)

In the wall-stabilized high-$$beta$$ plasmas in JT-60U and DIII-D, interactions between energetic particle (EP) driven modes (EPdMs) and edge localized modes (ELMs) have been observed. The interaction between the EPdM and ELM are reproducibly observed. Many EP diagnostics indicate that strong correlation between the distorted waveform of the EPdM and the EP transport to edge. The waveform distortion is composed of higher harmonics $$(n ge 2)$$ and it looks like a density snake near the plasma edge. According to statistical analyses, the ELM triggering by the EPdMs needs finite level of waveform distortion and pedestal recovery. The ELM pacing by the EPdMs occurs when the repetition frequency of the EPdMs is higher than the natural ELM frequency. Transported EPs by the EPdMs are thought to contribute to change the edge stability.

論文

Dynamics of energetic particle driven modes and MHD modes in wall-stabilized high beta plasmas on JT-60U and DIII-D

松永 剛; 岡林 典男*; 相羽 信行; Boedo, J. A.*; Ferron, J. R.*; Hanson, J. M.*; Hao, G. Z.*; Heidbrink, W. W.*; Holcomb, C. T.*; In, Y.*; et al.

Proceedings of 24th IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2012) (CD-ROM), 8 Pages, 2013/03

In the wall-stabilized high-$$beta$$ plasmas in JT-60U and DIII-D, interactions between energetic particle (EP) driven modes and MHD modes such as edge localized modes (ELMs) have been observed. The ELM triggering by EP driven modes (EPdMs) occurs when the repetition frequency of the EPdMs is higher than that of the ELM. The EPdMs have strong waveform distortion that is composed of higher toroidal harmonics. In particular, EP behavior seems to be sensitive to the waveform distortion, thus, waveform distortion can rapidly increase EP transport to edge. According to statistical analysis, the ELM triggering by the EPdMs infrequently occurs just after the ELM crash. Transported EPs by the EPdMs are thought to contribute to change the edge stability.

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:34 パーセンタイル:14.36(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

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

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

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:46 パーセンタイル:11.48(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

Recent progress toward high performance above the greenwald density limit in impurity seeded discharges in limiter and divertor tokamaks

Ongena, J.*; Budny, R.*; Dumortier, P.*; Jackson, G. L.*; 久保 博孝; Messiaen, A. M.*; 村上 和功*; Strachan, J. D.*; Sydora, R.*; Tokar, M.*; et al.

Physics of Plasmas, 8(5), p.2188 - 2198, 2001/05

 被引用回数:46 パーセンタイル:19.09(Physics, Fluids & Plasmas)

ドイツのトカマク装置TEXTORでは、不純物入射によってグリーンワルド密度限界を超える高密度領域でHモードに相当する高い閉じ込め性能を得ている(RIモード)。このプラズマは閉じ込め性能の改善と第一壁の熱負荷の低減という観点で優れており、ほかのトカマク装置でもELMy Hモード、Lモードに不純物を入射する実験が行われている。JETでは、グリーンワルド密度限界近くまでELMy Hモードの閉じ込め性能を維持できた。JT-60Uでは、Ar入射によって高密度領域でELMy Hモードプラズマの閉じ込め性能を改善した。JET及びD III-Dでは、ダイバータ配位のLモードプラズマにおいて不純物入射に伴う輸送係数の減少を観測した。本論文では、これら不純物入射による閉じ込め性能の改善についてレビューする。

論文

Reduction of recycling in DIII-D by degassing and conditioning of the graphite tiles

Jackson, G. L.*; Taylor, T. S.*; Allen, S. L.*; Ferron, J.*; Haas, G.*; Hill, D.*; Mahdavi, M. A.*; 中村 博雄; Osborne, T. H.*; Petersen, P. I.*; et al.

Journal of Nuclear Materials, 162-164, p.489 - 495, 1989/04

 被引用回数:26 パーセンタイル:8.28(Materials Science, Multidisciplinary)

DIII-D装置のダイバータ板を、He Conditioningにより脱ガス処理を行い、リサイクリングを低減させ、プラズマ特性への影響を見た。この処理により、エネルギー閉じ込め時間は20%上昇し、プラズマ周辺でのH$$alpha$$バースト(ELM)の周期は長くなった。

口頭

Extrapolating neoclassical tearing mode physics to ITER

Buttery, R. J.*; La Haye, R. J.*; Coda, S.*; Gohil, P.*; 諫山 明彦; Jackson, G.*; Raju, D.*; Reimerdes, H.*; Sabbagh, S.*; Sen, A.*; et al.

no journal, , 

新古典テアリングモード(NTM)は高ベータプラズマにおいて発生して閉じ込め性能を劣化させることから、その発生条件を明らかにすることは重要である。本発表では、ASDEX-U(ドイツ、マックス・プランク研究所),DIII-D(米国、ジェネラル・アトミックス社),JET(EU),JT-60UにおけるITERハイブリッド・シナリオ実験のデータから、NTM発生時及び消滅時の規格化ベータ値のラーマー半径依存性やプラズマ回転依存性を解析した結果を報告する。NTM発生時及び消滅時の規格化ベータ値はラーマー半径にほぼ線形の依存性があり、過去に得られた他の運転領域におけるデータと同様の傾向を示した。また、NTM発生時の規格化ベータ値がプラズマの回転にも依存することを示唆する結果がDIII-DやJETで得られた。

口頭

$$beta$$トカマクプラズマにおけるMHDモードの振舞い

松永 剛; 岡林 典男*; 相羽 信行; Boedo, J. A.*; Ferron, J. R.*; Hanson, J. M.*; Hao, G. Z.*; Heidbrink, W. W.*; Holcomb, C. T.*; In, Y.*; et al.

no journal, , 

$$beta$$運転では高い核融合出力密度を得ることができるため、コンパクトな原型炉が実現可能である。このような核燃焼・高$$beta$$領域では、MHD安定性が臨界安定に近く、かつ高エネルギーイオンが多数存在するためこれらの相互作用が予想される。JT-60U及びDIII-Dの壁なし$$beta$$限界を超える高$$beta$$プラズマにおいて、高エネルギーイオン駆動不安定性が発生し、抵抗性壁モードや周辺局在化モードを誘発する現象を観測した。これらの誘発現象には、高エネルギーイオン駆動不安定性によって増加した高エネルギーイオンの周辺への輸送がこれらの相互作用と関係していると考えられる。本講演ではJT-60UとDIII-Dでの実験結果について詳細に紹介する。

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