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論文

Progress in the ITER physics basis, 2; Plasma confinement and transport

Doyle, E. J.*; Houlberg, W. A.*; 鎌田 裕; Mukhovatov, V.*; Osborne, T. H.*; Polevoi, A.*; Bateman, G.*; Connor, J. W.*; Cordey, J. G.*; 藤田 隆明; et al.

Nuclear Fusion, 47(6), p.S18 - S127, 2007/06

本稿は、国際熱核融合実験炉(ITER)の物理基盤に関し、プラズマ閉じ込めと輸送に関する最近7年間(1999年に発刊されたITER Physics Basis後)の世界の研究の進展をまとめたものである。輸送物理一般、プラズマ中心部での閉じ込めと輸送,Hモード周辺ペデスタル部の輸送とダイナミクス及び周辺局在化モード(ELM)、そして、これらに基づいたITERの予測について、実験及び理論・モデリングの両面から体系的に取りまとめる。

論文

Edge pedestal physics and its implications for ITER

鎌田 裕; Leonard, A. W.*; Bateman, G.*; Becoulet, M.*; Chang, C. S.*; Eich, T.*; Evans, T. E.*; Groebner, R. J.*; Guzdar, P. N.*; Horton, L. D.*; et al.

Proceedings of 21st IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2006) (CD-ROM), 8 Pages, 2007/03

周辺ペデスタル研究の進展とITERへ向けた予測について、最近の世界の研究をレビューする。周辺ペデスタル構造を決めるパラメータリンケージを明らかにするとともに、プラズマ過程と原子分子過程の両方がペデスタル幅を決定すること,周辺圧力勾配がピーリングバルーニング理論で系統的に説明できること,計測機器の進展によってELMの発展が明らかとなり非線形理論で説明可能であること,小振幅ELMの系統的同定がすすんだことなど、大きな発展があった。これらに基づいて、ITERのプラズマ性能の予測,ELMの小規模化等の検討が大きく進んだ。

論文

Requirements for pellet injection in ITER scenarios with enhanced particle confinement

Polevoi, A. R.*; 嶋田 道也; 杉原 正芳; Igitkhanov, Y. L.*; Mukhovatov, V.*; Kukushkin, A. S.*; Medvedev, S. Y.*; Zvonkov, A. V.*; Ivanov, A. A.*

Nuclear Fusion, 45(11), p.1451 - 1456, 2005/11

 被引用回数:31 パーセンタイル:70.19(Physics, Fluids & Plasmas)

粒子閉じ込めが改善された種々の閉じ込めシナリオにおいてペレット入射が満足すべき条件を検討した。その結果ペレット入射に必要な粒子補給量は100Pam$$^{3}$$/sで十分であることを明らかにした。この検討にはペデスタル輸送モデル,ヘリウム輸送モデル,SOL及びダイバータ輸送と整合性のある境界条件を用いた。誘導運転のHモード(HH98(y,2)=1)におけるペレット条件は衝突度が小さい領域における粒子閉じ込め改善を考慮した。ハイブリッド及び定常運転におけるペレット条件は改善閉じ込め(HH98(y,2)$$>$$1)を考慮した。粒子輸送条件が広範囲に変化してもプラズマ性能はそれほど変化しないことを示した。中性粒子電流駆動及び電子サイクロトロン電流駆動のみを用いた新しい定常運転シナリオを開発した。この運転シナリオは低域混成波電流駆動を必要としないためペレット入射による電流駆動効率の低下の問題を回避することが可能である。

論文

Overview of goals and performance of ITER and strategy for plasma-wall interaction investigation

嶋田 道也; Costley, A. E.*; Federici, G.*; 伊尾木 公裕*; Kukushkin, A. S.*; Mukhovatov, V.*; Polevoi, A. R.*; 杉原 正芳

Journal of Nuclear Materials, 337-339, p.808 - 815, 2005/03

 被引用回数:59 パーセンタイル:96.3(Materials Science, Multidisciplinary)

ITERは燃焼プラズマの研究と実現を目的とした核融合実験炉である。その特徴は、加熱パワーのほとんどがアルファ加熱によって供給されるということである。ITERは現在運転中の装置からの顕著なステップであり、かつ核融合炉開発において不可欠のステップである。ITERの成功は、プラズマ壁相互作用の制御のいかんにかかっていると言っても過言ではない。ITERは熱束,粒子束及び時間スケールにおいて現在の装置を一桁ないし二桁上回るからである。ITERにおけるプラズマ壁相互作用の制御の戦略として、セミクローズ・ダイバータ,強力な燃料補給と排気,ディスラプション及びELM制御,交換可能なプラズマ対向材料、及び段階を追った運転などを計画している。

論文

Progress in physics basis and its impact on ITER

嶋田 道也; Campbell, D.*; Stambaugh, R.*; Polevoi, A. R.*; Mukhovatov, V.*; 朝倉 伸幸; Costley, A. E.*; Donn$'e$, A. J. H.*; Doyle, E. J.*; Federici, G.*; et al.

Proceedings of 20th IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2004) (CD-ROM), 8 Pages, 2004/11

この論文では、物理基盤の最近の進展によって、ITERの性能予測がどのように影響されるかを要約する。これまで懸案であった課題についての進展、及びハイブリッド及び定常運転シナリオが新たに開発されたことによってITERの目標達成はより確実となった。安全係数が4付近において電流分布を調整することにより、標準のHモードよりも閉じ込めを改善し、壁無し条件でのベータ限界にまでベータを上昇させることが可能であることが実験で明らかになった。この結果をITERに適用すると、12MA程度の低いプラズマ電流で、ELMが小さく、Qが10以上で1000秒以上の長パルス運転が可能である。電流減衰時間及びハロー電流に関する指針を実験データベースから導出してディスラプションの解析を行った。保守的な仮定を用いても真空容器内機器の電磁力は設計目標を下回り、ITERの設計がディスラプションに伴う力に対して十分な耐性を持つことを明らかにした。

論文

Performance of ITER as a burning plasma experiment

嶋田 道也; Mukhovatov, V.*; Federici, G.*; Gribov, Y.*; Kukushkin, A. S.*; 村上 好樹*; Polevoi, A. R.*; Pustovitov, V. D.*; 仙石 盛夫; 杉原 正芳

Nuclear Fusion, 44(2), p.350 - 356, 2004/02

 被引用回数:39 パーセンタイル:77.46(Physics, Fluids & Plasmas)

ITERの誘導運転において10以上のQを達成することの確実性をさらに向上させた。経験則による解析によると、ITERでは十分な裕度をもって10以上のQを達成できる。理論モデルを用いた解析によれば、10以上のQを達成するためには3.2-5.3keV以上の周辺ペデスタル温度が必要であるが、ペデスタルの比例則によると、この程度のペデスタル温度は達成可能である。タイプIのELMに伴う熱負荷は高密度運転によって許容範囲に低減できる可能性がある。もし必要であればダイバータ板をさらに傾斜させ、さらに熱流束密度を低減させることもできる。高磁場側からペレット入射によってQを増加させELM熱負荷を低減できる可能性がある。また閉じ込め性能とベータ値への要求度がより少ない定常運転シナリオを開発した。このような運転領域で必要となる抵抗性壁モードの安定化は、真空容器が二重構造を持つことを考慮しても現有のコイル及び電源で実現可能であることを明らかにした。

論文

Overview of physics basis for ITER

Mukhovatov, V.*; 嶋田 道也; Chudnovskiy, A. N.*; Costley, A. E.*; Gribov, Y.*; Federici, G.*; Kardaun, O. J. F.*; Kukushkin, A. S.*; Polevoi, A. R.*; Pustovitov, V. D.*; et al.

Plasma Physics and Controlled Fusion, 45(12), p.235 - 252, 2003/12

 被引用回数:48 パーセンタイル:81.27(Physics, Fluids & Plasmas)

ITERはDT燃焼によって約0.5GWの核融合エネルギーを発生する最初の磁場閉じ込め装置である。最近の2, 3年の間に得られた研究成果によって、ITERのHモード運転においてQ$$>$$10を達成できることがほぼ確実となった。それらには、三角形度を高くすることによって得られたグリーンワルド密度付近における良好なHモード閉じ込め,理論モデルに基づく炉心プラズマ閉じ込めの予測の改良,D/Tイオンとヘリウム中性粒子との弾性衝突を考慮したダイバータモデル計算によるヘリウム灰除去効率の改善,NTM(新古典テアリング・モード)のフィードバック制御による$$beta$$値の改善,ELM物理の理解の進展とELM緩和法の開発,ディスラプション緩和法の検証などがある。ITERはその機動性を用いて定常及び中間領域(ハイブリッド)運転を行うことも可能である。この論文においては、おもに誘導運転のプラズマ性能、及び定常運転のために要請される性能について議論を行う。

論文

Modeling of the current hole in a tokamak

Chankin, A. V.; Mukhovatov, V. S.*; 藤田 隆明; 三浦 幸俊

Europhysics Conference Abstracts (CD-ROM), 26B, 4 Pages, 2002/00

電流ホールのあるプラズマの平衡を解析するため、誘導電流+外部電流,自発電流及びPfirsh-Schluter電流を分けて扱うことができる新しいコードを開発した。電流ホール近傍をこのコードで解析した結果、電流ホールの端ではこのPfirsh-Schluter電流が支配的であり、実験的に観測されている、電流ホールのすぐ外側における急峻な電流勾配の大部分を占めていることがわかった。このような大きなPfirsh-Schluter電流は、電流ホールの強磁場側の端において局所的なX点形成を促進する負の電流を作り出すことが可能である。小半径方向に単調に増加するポロイダル磁場を有する現実的な平衡解を得るためには、Pfirsh-Schluter電流による負の電流を打ち消すために十分大きな誘導電流+外部駆動電流が電流ホールの端で流れてる必要がある。

論文

Theory of neoclassical tearing modes and its application to ITER

Pustovitov, V. D.*; Mikhailovskii, A. B.*; 小林 則幸*; Konovalov, S. V.*; Mukhovatov, V. S.*; Zvonkov, A. V.*

Proceedings of IAEA 18th Fusion Energy Conference (CD-ROM), 5 Pages, 2001/00

新古典型テアリングモード(NTM)はITERプラズマの$$beta$$値を著しく低くする恐れがあるためNTMの安定化が大きな課題である。まず安定化に対する分極電流の効果を調べ、プラズマ中の平衡電界と壁抵抗の結合が強くなければ、分極電流は安定化に寄与することを示した。電子サイクロトロン周波数の高周波をNTMアイランドに入射して電流を流すことにより、NTMの安定化を図る予定である。アイランドが成長する初期の段階(約10cm)で電流駆動を開始することにより、入射電力を18MWまで減らせる可能性があることを示した。この値は現在ITERのECH&CD装置で想定している20MWの入射能力の範囲内にあり有望である。

口頭

Physics assessment of the NBI capability in ITER plasmas

及川 聡洋; Polevoi, A. R.*; Mukhovatov, V.*; 坂本 宜照; 鎌田 裕; 嶋田 道也*; Campbell, D. J.*; Chuyanov, V.*; Schunke, B.*; Tanga, A.*; et al.

no journal, , 

現在行われているITERの設計評価では、MHD不安定性抑制に必要なプラズマ回転を増やすためにNBIのエネルギーを下げる提案がされている。そこでさまざまな設計の可能性に対してNB入射によるプラズマ性能を評価した。外部加熱電力によってHモードを得られる運転領域を評価したところ、重水素-三重水素運転ではHモード遷移境界を十分に超え良い閉じ込めが得られる領域に到達できる。軽水素運転ではNBIの突抜のためエネルギーを500keV以下にする必要がある。しかしながらビームエネルギーを500keVまで下げるとITERのミッション達成に必要な$$10^{20}/m^3$$程度の高密度で中心加熱ができないことから、DT運転ではより高いビームエネルギーが必要である。ビームエネルギーを750keVにすると回転は13%増えるが電流駆動は20%効率が落ち、定常運転シナリオを描くことが困難になる。したがってDT運転では1MeVのNBが必要である。ITERでは放電中にビームエネルギーの変化を通してNB入射パワーを変化させることができ、NBIを使ってプラズマ圧力をMHD安定性限界を超えないように実時間制御することが可能である。

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