検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 8 件中 1件目~8件目を表示
  • 1

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

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

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

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

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

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

Recent progress on the development and analysis of the ITPA global H-mode confinement database

McDonald, D. C.*; Cordey, J. G.*; Thomsen, K.*; Kardaun, O. J. W. F.*; Snipes, J. A.*; Greenwald, M.*; Sugiyama, L.*; Ryter, F.*; Kus, A.*; Stober, J.*; et al.

Nuclear Fusion, 47(3), p.147 - 174, 2007/03

 被引用回数:35 パーセンタイル:77.78(Physics, Fluids & Plasmas)

国際トカマク物理活動(ITPA)全体的Hモード閉じ込めデーターベースの第3版(DB3)に関し1994年から2004年の期間に行われた更新と解析について、この論文は記述する。エネルギー閉じ込め時間とその制御パラメータの巨視的データを、異なったサイズと形状の次の18装置から集めた。ASDEX, ASDEX Upgrade, C-Mod CoMPASS-D, DIII-D, JET, JFT-2M, JT-60U, MAST, NSTX, PBX-M, PDX, START, T-10, TCV, TdeV, TFTR及びUMAN-3M。このDB3データベースに基づき、幅広い物理研究が行われた。特に中心部と周辺部の振る舞いの分離,無次元解析、及びデータベースと1次元輸送コードとの比較に進展があった。データーベースは、ITERのような次期装置の閉じ込め特性の基盤を評価することを主要な目的としており、この論文でも解析結果を踏まえて次期装置を議論する。

論文

The Role of aspect ratio and beta in H-mode confinement scalings

Kaye, S. M.*; Valovic, M.*; Chudnovskiy, A.*; Cordey, J. G.*; McDonald, D.*; Meakins, A.*; Thomsen, K.*; Akers, R.*; Bracco, G.*; Brickley, C.*; et al.

Plasma Physics and Controlled Fusion, 48(5A), p.A429 - A438, 2006/05

 被引用回数:12 パーセンタイル:53.86(Physics, Fluids & Plasmas)

NSTXとMASTからの低アスペクト比データで拡大されたHモードデータベースを用いて、アスペクト比とベータの閉じ込め比例則に対する影響を、いろいろな統計手法を適用して調べた。予測変数として工学的パラメータを用いた比例則開発から、逆アスペクト比依存性は0.38から1.29乗にあることがわかった。これらの比例則を物理変数の比例則に変換すると、規格化エネルギー閉じ込め時間はベータ増加により低下する。アスペクト比とベータの間には強い相関があるので、物理変数をもとにする比例則は不確実になっている。

論文

Scaling of the energy confinement time with $$beta$$ and collisionality approaching ITER conditions

Cordey, J. G.*; Thomsen, K.*; Chudnovskiy, A.*; Kardaun, O. J. W. F.*; 滝塚 知典; Snipes, J. A.*; Greenwald, M.*; Sugiyama, L.*; Ryter, F.*; Kus, A.*; et al.

Nuclear Fusion, 45(9), p.1078 - 1084, 2005/09

 被引用回数:46 パーセンタイル:14.58(Physics, Fluids & Plasmas)

ELMyHモードデータベースの最新版の状況を再検査した。一般最小2乗回帰法における幾つかの変数について偏りがあることが確認された。これらの欠点に注意して、3種の解析手法、(a)主要素回帰法,(b)変数内誤差手法、及び(c)偏りの小さい少数変数による解析、を取り入れた。標準的な工学的変数で表した比例則とともに、無次元物理変数を用いた比例則を導出した。新比例則は従来の比例則に比べて、ITERの標準的ベータ運転に関して同様な性能を予測するが、より高いベータの運転では性能が高くなると予測する。

8 件中 1件目~8件目を表示
  • 1