Current ramps in tokamaks; From present experiments to ITER scenarios

Imbeaux, F.*; Citrin, J.*; Hobirk, J.*; Hogeweij, G. M. D.*; Kchl, 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

https://doi.org/10.1088/0029-5515/51/8/083026

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 dynamics within 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 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.

Electronic structure of U(RuRh)Si studied by laser angle-resolved photoemission spectroscopy

吉田 力矢*; 中村 祥明*; 福井 仁紀*; 芳賀 芳範; 山本 悦嗣; 大貫 惇睦; 大川 万里生*; Shin, S.*; 平井 正明*; 村岡 祐治*; et al.

Journal of Physics; Conference Series, 273, p.012021_1 - 012021_4, 2011/02

https://doi.org/10.1088/1742-6596/273/1/012021

Electronic structures of U(RuRh)Si is studied employing ultrahigh-resolution laser angle-resolved photoemission spectroscopy. A hole-like dispersive feature, which presumably has Rh -band character, was observed.However, although a heavy quasiparticle band appears in the hidden-order state of URuSi ( = 0), it was not observed for = 0.03 over the temperature range studied.

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

http://www-naweb.iaea.org/napc/physics/FEC/FEC2010/html/node62.htm#15641

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。

オーバーパックデータベースの基本構造の検討

谷口 直樹; 中村 有夫*

JAEA-Data/Code 2008-032, 13 Pages, 2009/03

JAEA-Data-Code-2008-032.pdf:1.56MB

高レベル放射性廃棄物の地層処分におけるオーバーパックには所定の期間、地下水とガラス固化体の接触を防ぐ機能が要求されている。現時点では高レベル放射性廃棄物の地層処分におけるオーバーパックには所定の期間、地下水とガラス固化体の接触を確実に防ぐ機能が要求されている。現時点ではオーバーパックの設計寿命を1000年間とし、オーバーパックの設計手法,製作技術等の整備や設計・製作に反映させるための試験,長期信頼性向上のための試験研究等が行われている。これらの成果は、検討を実施した機関により報告書等の形で取りまとめられてはいるものの、実際の処分サイト条件に対応したオーバーパック設計、オーバーパックにかかわる規格や基準の制定のほか、汎用的な用途として有効に活用させていくためには、これらの成果を体系的にとりまとめ、実用的な知識ベースとして整備する必要がある。そこで、これまでに検討されてきたオーバーパック設計の考え方,設計・製作にかかわる技術,オーバーパックの基本特性に関する試験データなどを体系的にとりまとめるデータベースとしての検討を行っている。本報ではこのオーバーパックデータベースの基本構造と、市販のデータベースソフトウエアを用いた検討状況を報告する。また、データベース上で提示する予定の試験データや技術メニューの一部を例示した。