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浦野 創; 森崎 友宏*
プラズマ・核融合学会誌, 88(11), p.669 - 671, 2012/11
ITERおよび原型炉では、プラズマ境界近傍に急峻な圧力勾配を伴う輸送障壁を形成する閉じ込め改善モード(Hモード)の適用が炉心プラズマの定常性及び高閉じ込め性能維持のため必要不可欠となっている。JT-60SAでは、ITERや原型炉の実現に向けて外挿性のあるペデスタル物理基盤の確立、ITERにおける重要課題であるELM熱負荷低減、電子加熱主体時におけるペデスタル/ELM特性、原型炉を想定した高ベータ長パルス放電時における壁飽和とペデスタル性能の両立を目指した研究の実施、そして、原型炉へ向けたペデスタル条件の最適化による燃焼プラズマの制御性の検証を主要目標に掲げた研究を展開していく。JT-60SAは、特に、強制冷却ダイバータを用いた高ペデスタル性能の長時間保持、高ベータプラズマとELM熱負荷低減の両立等、総合性能向上へ向けた「周辺及びペデスタルの物理」に関する研究を大きく進展させるものと期待されている。
庄司 主*; 増崎 貴*; 小林 政弘*; 後藤 基志*; 森崎 友宏*; 山田 弘司*; 小森 彰夫*; 岩前 敦; 坂上 篤史*; LHD実験グループ*
Fusion Science and Technology, 58(1), p.208 - 218, 2010/07
被引用回数：9 パーセンタイル：52.91(Nuclear Science & Technology)The function of the divertor plasmas on the particle control in the plasma periphery is investigated from view points of magnetic field line structure and neutral particle transport. It shows that the particle and heat deposition on the divertor plate arrays are explained by the distribution of strike points calculated by magnetic field line tracing with a randam walk process, which is experimentally supported by measurements in various magnetic configurations. Control of neutral particle fueling from the divertor plate is essential for sustaining long pulse discharges and achieving Super Dense Core plasma. The behavior of neutral particles in the plasma periphery has been investigated by 
emission measurements and a neutral particles transport simulation. It reveals that the main particle source in an ICRF heated long pulse discharge is from the divertor plates heated by protons accelerated by ICRF waves, and the spatial profile of the neutral particle density in various magnetic configurations is explained by the distribution of the strike points. Basing on this analysis, a closed divertor configuration optimized for the intrinsic magnetic field line structure in the Large Helical Devices is proposed for efficient particle control and heat load reduction on the divertor plates.
諫山 明彦; 榊原 悟*; 古川 勝*; 松永 剛; 山崎 耕造*; 渡邊 清政*; 井戸村 泰宏; 坂本 宜照; 田中 謙治*; 田村 直樹*; et al.
プラズマ・核融合学会誌, 86(6), p.374 - 377, 2010/06
この会合報告は、2010年春に開催された国際トカマク物理活動(ITPA)の会合報告を取りまとめたものである。取りまとめたトピカルグループは"MHD安定性", "輸送と閉じ込め物理", "統合運転シナリオ", "ペデスタル物理"及び"高エネルギー粒子物理"の計5グループである。報告内容は、各トピカルグループの国内委員により、各会合で発表されたITER実現に向けた物理課題の解析結果や装置間比較実験報告、また次回会合までに行うべき課題などについてである。
長壁 正樹*; 篠原 孝司; 東井 和夫*; 藤堂 泰*; 濱松 清隆; 村上 定義*; 山本 聡*; 井戸村 泰宏; 坂本 宜照; 田中 謙治*; et al.
プラズマ・核融合学会誌, 85(12), p.839 - 842, 2009/12
この会合報告は、2009年秋に開催された国際トカマク物理活動(ITPA)の会合報告を取りまとめたものである。取りまとめたトピカルグループは"高エネルギー粒子物理", "輸送と閉じこめ物理", "ペデスタル物理", "MHD安定性", "計測"、及び"統合運転シナリオ"の計6グループである。報告内容は、各トピカルグループの国内委員により、各会合で発表されたITER実現に向けた物理課題の解析結果や装置間比較実験結果報告、また次回会合までに行うべき課題などについてである。
井戸村 泰宏; 吉田 麻衣子; 矢木 雅敏*; 田中 謙治*; 林 伸彦; 坂本 宜照; 田村 直樹*; 大山 直幸; 浦野 創; 相羽 信行; et al.
プラズマ・核融合学会誌, 84(12), p.952 - 955, 2008/12
2008年の秋季に、ITPAに関する6つの会合(「輸送と閉込め物理」,「周辺及びペデスタル物理」,「MHD安定性」,「統合運転シナリオ」,「高エネルギー粒子物理」,「スクレイプオフ層及びダイバータ物理」)が開催された。前回までのグループが再編成されグループ名も改称されるとともに、新議長,新副議長が就任し、各国の委員も更新された。各会合の詳細と次回会合の予定(開催日程,場所)等を報告する。
本島 修*; 山田 弘司*; 小森 彰夫*; 大藪 修義*; 武藤 敬*; 金子 修*; 川端 一男*; 三戸 利行*; 居田 克巳*; 今川 信作*; et al.
Nuclear Fusion, 47(10), p.S668 - S676, 2007/10
被引用回数：34 パーセンタイル：73.71(Physics, Fluids & Plasmas)大型ヘリカル装置(LHD)では、加熱パワーの増大及び粒子の排気/供給能力の向上に加え、革新的な運転シナリオの発見により、無電流ヘリオトロンプラズマの性能を改善することに成功した。その結果、特に、高密度,長時間運転,高ベータに関して運転領域を拡大することに成功した。LHDにおける多様な研究の結果、無電流ヘリオトロンプラズマの特長が明らかになった。特に、ローカルアイランドダイバータによる排気とペレット入射によるプラズマ中心部への粒子供給を組合せることにより内部拡散障壁(IDB)を形成し、5
10
m
という超高密度のプラズマが得られた。4.5%の体積平均ベータ値や、54分間の放電時間(総入力エネルギー: 1.6GJ、平均入力パワー: 490kW)を達成することにも成功した。本論文では、IDB, 高ベータプラズマ, 長時間運転に関する最近2年間の成果を概括する。
竹永 秀信; 森崎 友宏*
プラズマ・核融合学会誌, 83(5), p.453 - 459, 2007/05
炉心プラズマの定常化に向けた効率的な燃料補給シナリオ、及び効果的な熱除去・粒子循環を実現するための熱・粒子制御に関する研究の現状と展望を概説した。最初に、核融合炉で想定される熱・粒子バランスを示し、そこでの課題を明らかにした。燃料補給及び熱・粒子制御に関しては、トーラスプラズマ共通の課題が多い。本章では、核融合炉での燃料補給法と想定されている固体ペレット入射のプラズマ特性に与える影響,効果的な熱除去を実現するためのダイバータ板への熱負荷低減、及びトリチウムバランスに大きな影響を与える壁材でのトリチウムリテンションに焦点を当て、トカマク装置とヘリカル装置での研究を対比させながら概説した。
本島 修*; 山田 弘司*; 小森 彰夫*; 大藪 修義*; 金子 修*; 川端 一男*; 三戸 利行*; 武藤 敬*; 居田 克巳*; 今川 信作*; et al.
Proceedings of 21st IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2006) (CD-ROM), 12 Pages, 2007/03
大型ヘリカル装置(LHD)では、加熱パワーの増大及び粒子の排気/供給能力の向上と併せ、無電流ヘリオトロンプラズマの革新的な運転シナリオの開発を行った。その結果、高密度,長時間運転,高ベータに関して運転領域を拡大することに成功した。LHDにおける多様な研究の結果、無電流ヘリオトロンプラズマの特長が明らかになった。特に、ローカルアイランドダイバータによる排気とペレット入射によるプラズマ中心部への粒子供給を組合せることにより内部拡散障壁(IDB)を形成し、
mという超高密度のプラズマが得られた。この結果は魅力的な超高密度核融合炉へ道を開くものである。また、4.5%の体積平均ベータ値や、54分間(総入力エネルギー: 1.6GJ,平均パワー: 490kW)の放電維持時間を得ることにも成功した。本論文では、IDB,高ベータプラズマ,長時間運転に関する最近2年間の成果を概括する。
渡邊 清政*; 鈴木 康浩*; 山口 太樹; 成原 一途*; 田中 謙治*; 徳沢 季彦*; 山田 一博*; 榊原 悟*; 森崎 智宏*; 中島 徳嘉*; et al.
no journal, ,
プラズマ境界の位置,形状の同定は、実験で得られているMHD平衡配位の同定のために重要である。しかし、対称性のないヘリカル系プラズマでは厳密な意味での磁気面は存在しない。プラズマ境界の一つの指標として、真空磁場における"OMFS(最外殻磁気面;きれいに閉じた最大の磁気面)"が用いられることがあるが、ダイバータ配位においては、ベータ値が低い場合でも"OMFS"の外のストキャスティック領域で有意なプラズマ圧力が観測されている。以上のような理由で、ヘリカルダイバータ配位プラズマにおいてベータ値が有限な場合の境界同定手法は確立していない。本論では、ダイバータ配位のヘリオトロンプラズマのコア領域のMHD平衡配位を同定する観点から、計測結果と矛盾の少ないプラズマ境界位置,形状を同定する手法を確立することを目的とし、LHD実験において実効的な「プラズマ境界」位置を電子温度,電子密度分布計測から同定し、それがベータ値の上昇とともにどのように変化するかを調べた。その結果を入れ子状の磁気面の存在を前提にしない実座標3次元MHD平衡コードHINTによる解析結果と比較して得られた結果について報告する。
