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論文

Electronic structure of UTe$$_2$$ studied by photoelectron spectroscopy

藤森 伸一; 川崎 郁斗; 竹田 幸治; 山上 浩志; 仲村 愛*; 本間 佳哉*; 青木 大*

Journal of the Physical Society of Japan, 88(10), p.103701_1 - 103701_5, 2019/10

The electronic structure of the unconventional superconductor $$mathrm{UTe_2}$$ was studied by resonant photoelectron spectroscopy (RPES) and angle-resolved photoelectron spectroscopy (ARPES) with soft X-ray synchrotron radiation. The partial $$mathrm{U}~5f$$ density of states of $$mathrm{UTe_2}$$ were imaged by the $$mathrm{U}~4d$$ - $$5f$$ RPES and it was found that the $$mathrm{U}~5f$$ state has an itinerant character, but there exists an incoherent peak due to the strong electron correlation effects. Furthermore, an anomalous admixture of the $$mathrm{U}~5f$$ states into the $$mathrm{Te}~5p$$ bands was observed at a higher binding energy, which cannot be explained by band structure calculations. On the other hand, the band structure of $$mathrm{UTe_2}$$ was obtained by ARPES and its overall band structure were mostly explained by band structure calculations. These results suggest that the $$mathrm{U}~5f$$ states of $$mathrm{UTe_2}$$ have itinerant but strongly-correlated nature with enhanced hybridization with the $$mathrm{Te}~5p$$ states.

論文

Electronic structure of EuAl$$_4$$ studied by photoelectron spectroscopy

小畠 雅明; 藤森 伸一; 竹田 幸治; 岡根 哲夫; 斎藤 祐児; 小林 啓介*; 山上 浩志; 仲村 愛*; 辺土 正人*; 仲間 隆男*; et al.

Journal of the Physical Society of Japan, 85(9), p.094703_1 - 094703_6, 2016/09

 被引用回数:4 パーセンタイル:44.55(Physics, Multidisciplinary)

The electronic structure of a divalent $$mathrm{Eu}$$ compound EuAl$$_4$$, which shows the charge density wave transition at $$T_{mathrm{CDW}} = 140~mathrm{K}$$, was studied by the hard X-ray angle-integrated photoelectron spectroscopy (HAXPES) and the soft X-ray angle resolved photoelectron spectroscopy (ARPES). The valence band and core-level spectra obtained by the HAXPES are consistent with the divalent nature of Eu atoms in EuAl$$_4$$. Furthermore, the Fermi surface as well as the band structure in the vicinity of the Fermi Energy ($$E_{rm F}$$) of EuAl$$_4$$ are very similar to those of its isostructural divalent $$mathrm{Sr}$$ compound SrAl$$_4$$, which does not have $$4f$$ electrons. These suggest that Eu atoms are divalent in EuAl$$_4$$, and $$4f$$ electrons are completely localized with $$mathrm{Eu}~4f^7$$ electronic configuration in the ground state. The ARPES spectra measured along the $$Gamma$$-$$(Sigma)$$-Z high-symmetry line did not show significant temperature dependences above and below $$T_{mathrm{CDW}}$$ within the energy resolution of $$80-90~mathrm{meV}$$. Moreover, the Fermi surface mapping along the $$k_z$$ direction showed that both of EuAl$$_4$$ and SrAl$$_4$$ have highly three-dimensional electronic structures, suggesting that the nesting of Fermi surface is not straightforward. The Fermi surface and band structure of SrAl$$_4$$ were well explained by the band-structure calculation based on the local density approximation.

論文

Magnetic structures of FeTiO$$_3$$-Fe$$_2$$O$$_3$$ solid solution thin films studied by soft X-ray magnetic circular dichroism and ab initio multiplet calculations

北條 元*; 藤田 晃司*; 池野 豪一*; 的場 智彦*; 溝口 照康*; 田中 功*; 中村 哲也*; 竹田 幸治; 岡根 哲夫; 田中 勝久*

Applied Physics Letters, 104(11), p.112408_1 - 112408_5, 2014/03

AA2015-0416.pdf:1.6MB

 被引用回数:5 パーセンタイル:64.81(Physics, Applied)

The solid solutions between ilmenite and hematite have recently attracted considerable attention as a spintronic material due to their interesting magnetic and electrical properties. In this study, the electronic and magnetic structures of epitaxially grown ilmenite-hematite solid solution thin films were investigated by combining X-ray absorption near-edge structure (XANES), X-ray magnetic circular dichroism (XMCD) for two different crystallographic projections, and first-principles theoretical calculations.

論文

Development of proposed guideline of flow-induced vibration evaluation for hot-leg piping in a sodium-cooled fast reactor

堺 公明; 山野 秀将; 田中 正暁; 小野 綾子; 大島 宏之; 金子 哲也*; 廣田 和生*; 佐郷 ひろみ*; Xu, Y.*; 岩本 幸治*; et al.

Proceedings of 15th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-15) (USB Flash Drive), 13 Pages, 2013/05

流動励起振動評価手法の開発は、手法の検証に旋回流と偏流条件を含む高レイノルズ数条件の個別効果実験データ利用できるというマイルストーンに達した。一方、技術基準はナトリウム冷却高速炉の設計者向けに文書化することが好ましい。このような背景から、JSFRホットレグ配管の流動励起振動設計ガイドラインが文書化された。本論文では主要な個別効果実験に基づいた流動励起振動設計手法ガイドラインとガイドラインの補足的な解釈も記述する。

論文

Simulation of VDE under intervention of vertical stability control and vertical electromagnetic force on the ITER vacuum vessel

宮本 斉児; 杉原 正芳*; 新谷 吉郎*; 中村 幸治*; 利光 晋一*; Lukash, V. E.*; Khayrutdinov, R. R.*; 杉江 達夫; 草間 義紀; 芳野 隆治*

Fusion Engineering and Design, 87(11), p.1816 - 1827, 2012/11

 被引用回数:9 パーセンタイル:29.05(Nuclear Science & Technology)

Vertical displacement events (VDEs) and disruptions usually take place under intervention of vertical stability (VS) control and the vertical electromagnetic force induced on vacuum vessels is potentially influenced. This paper presents assessment of the force that arises from the VS control in ITER VDEs using a numerical simulation code DINA. The focus is on a possible malfunctioning of the VS control circuit: radial magnetic field is unintentionally applied to the direction of enhancing the vertical displacement further. Since this type of failure usually causes the largest forces (or halo currents) observed in the present experiments, this situation must be properly accommodated in the design of the ITER vacuum vessel. DINA analysis shows that although the VS control modifies radial field, it does not affect plasma motion and current quench behavior including halo current generation because the vacuum vessel shields the field created by the VS control coils. Nevertheless, the VS control modifies the force on the vessel by directly acting on the eddy current carried by the conducting structures of the vessel. Although the worst case was explored in a range of plasma inductance and pattern of VS control, the result confirmed that the force is still within the design margin.

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

TSC modelling of major disruption and VDE events in NSTX and ASDEX-upgrade and predictions for ITER

Bandyopadhyay, I.*; Gerhardt, S.*; Jardin, S.*; Sayer, R. O.*; 中村 幸治*; 宮本 斉児; Pautasso, G.*; 杉原 正芳*; ASDEX Upgrade Team*; NSTX Team*

Proceedings of 23rd IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2010) (CD-ROM), 8 Pages, 2010/10

垂直移動現象(VDE)とプラズマの電流崩壊(メジャーディスラプション:MD)は、ITERの機器に大きな電磁力を及ぼす。ITERの堅牢な設計のためには、これらの現象で生じる電磁力を的確なモデルにより評価しなければならない。従来、ITERの電磁力評価は、ディスラプション解析コードDINAを用いて行われてきた。しかし、特定のコードで用いられているハローモデルのさまざまな前提条件によって、VDEやMDのシミュレーション結果が大きく影響されるため、トカマクシミュレーションコード(TSC)のような他のコードによって計算結果を検証するとともに、実験データによりコードを検証し、モデルを改良していくことが重要である。NSTXトカマクとASDEX-Uトカマクという特性の異なるトカマクにおけるVDEとMDをTSCによって解析したところ、装置によらず同じハローモデルで実験データを説明できることがわかった。また、両トカマクの実験データを用いて改良を行ったモデルによって、ITERにおけるモデル計算を行った。電流崩壊が速い場合には、TSCの計算結果と従来行われてきたDINAの計算結果は比較的一致したが、電流崩壊が遅い場合には大きな違いが見られ、その原因を探ることが今後の課題である。

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。

報告書

核融合原型炉SlimCSの概念設計

飛田 健次; 西尾 敏*; 榎枝 幹男; 中村 博文; 林 巧; 朝倉 伸幸; 宇藤 裕康; 谷川 博康; 西谷 健夫; 礒野 高明; et al.

JAEA-Research 2010-019, 194 Pages, 2010/08

JAEA-Research-2010-019-01.pdf:48.47MB
JAEA-Research-2010-019-02.pdf:19.4MB

発電実証だけでなく、最終的には経済性までを一段階で見通しうる核融合原型炉SlimCSの概念設計の成果を報告する。核融合の開発では、これまで、1990年に提案されたSSTR(Steady State Tokamak Reactor)が標準的な原型炉概念とされてきたが、本研究はSSTRより軽量化を図るため小規模な中心ソレノイドを採用して炉全体の小型化と低アスペクト比化を図り、高ベータ及び高楕円度(グリーンワルド密度限界を高めうる)を持つ炉心プラズマにより高出力密度を目指した。主要パラメータは、プラズマ主半径5.5m,アスペクト比2.6,楕円度2.0,規格化ベータ値4.3,核融合出力2.95GW,平均中性子壁負荷3MW/m$$^{2}$$とした。この炉概念の技術的成立性を、プラズマ物理,炉構造,ブランケット,超伝導コイル,保守及び建屋の観点から検討した。

論文

TSC modelling approach to mimicking the halo current in ASDEX upgrade disruptive discharges

中村 幸治*; Pautasso, G.*; 杉原 正芳*; 宮本 斉児; 利光 晋一; 芳野 隆治; ASDEX Upgrade Team*

Proceedings of 37th European Physical Society Conference on Plasma Physics (EPS 2010) (CD-ROM), 4 Pages, 2010/06

ITERの真空容器及び容器内構造物への電磁力負荷の要因として特に重要なものは、VDE(垂直移動現象)の際に流れる大きなハロー電流である。これまでに、DINAコードによるJT-60のハロー電流解析の例は知られているものの、ハロー電流モデルの開発はまだ十分とは言えない状況である。最近、幾つかの実験グループによりハロー電流データが系統的に取得されており、軸対称2次元自由境界コードであるTSCによりデータを検証し、ハロー電流モデルを発展させることが必要とされている。本研究では、VDEの挙動と最大ハロー電流値の関係について理解を深めるため、ASDEXアップグレードのディスラプション放電を対象として解析を行った。高温のプラズマがゆっくりと下方向に動いていき、電流崩壊の間に急激な下方向VDEが起こるという観測結果を模擬するために、TSCにより系統的シミュレーションを行った。ハロー領域の温度と幅は、観測されているハロー電流値を再現するように決定した。この場合の下向きVDEの挙動は、実験での観測と良く一致した。ITERのディスラプション時のハロー電流挙動の予測を行うためには、ASDEXアップグレードの他の放電に対しても同様な解析を行っていくことが必要であり、現在実施中である。

論文

Element and orbital-specific observation of two-step magnetic transition in NpNiGa$$_5$$; X-ray magnetic circular dichroism study

岡根 哲夫; 大河内 拓雄*; 稲見 俊哉; 竹田 幸治; 藤森 伸一; 河村 直己*; 鈴木 基寛*; 筒井 智嗣*; 山上 浩志; 藤森 淳; et al.

Physical Review B, 80(10), p.104419_1 - 104419_7, 2009/09

 被引用回数:6 パーセンタイル:65.01(Materials Science, Multidisciplinary)

X-ray magnetic circular dichroism (XMCD) experiments were performed at the Np $$M_{4,5}$$ and the Ga $$K$$ absorption edges of NpNiGa$$_5$$ to investigate the temperature-dependent changes of magnetic properties of Np 5$$f$$ and Ga 4$$p$$ electron states. By the sum-rule analysis of the Np $$M_{4,5}$$ XMCD data, the orbital magnetic moment $$mu_{mathrm{L}}$$ and the spin magnetic moment $$mu_{mathrm{S}}$$ were estimated for the Np 5$$f^3$$ and 5$$f^4$$ electronic configurations, and their comparison with the previous magnetization and neutron scattering experiments suggests that the 5$$f^4$$ configuration is more likely than the 5$$f^3$$ configuration in NpNiGa$$_5$$. It was found that $$|mu_{mathrm{L}}/mu_{mathrm{S}}|$$ tends to increase from the high-temperature low-moment ordered state to the low-temperature high-moment ordered state.

論文

Modeling of L-H/H-L transition in TSC simulation using JT-60U experimental data

宮本 斉児; 中村 幸治*; 林 伸彦; 大山 直幸; 竹永 秀信; 杉江 達夫; 草間 義紀; 芳野 隆治

Proceedings of 36th European Physical Society Conference on Plasma Physics (CD-ROM), 4 Pages, 2009/07

燃料供給,ダイバーター排気,荷電交換による浸透,壁の吸蔵等の中性粒子の動的過程のため、ITERプラズマの振舞、例えばプラズマ電流立ち下げ時のH-L逆遷移などの解析は複雑なものとなる。最近、われわれは、L-H及びH-L遷移時のプラズマの振る舞いを記述する比較的簡便なモデルを開発し、TSCコードに組み込んだ。このモデルをJT-60Uの実験結果と比較した。この実験では、電子サイクロトロン(EC)波入射によってHモード遷移が起こっており、NBIによる中性粒子の影響を受けずに、閉じ込めの変化が中性粒子に及ぼす影響を見ることができる。シミュレーションの結果、実験のD$$_alpha$$信号から推測される中性粒子の挙動をある程度説明できることが示された。このモデルは、さらなる改良が必要ではあるが、ITERのシナリオ開発に有用であると結論できる。

論文

TSC simulation of ITER plasma termination scenario with stable H-L mode transition and avoidance of radiation collapse

中村 幸治*; 宮本 斉児; 利光 晋一; 杉江 達夫; 草間 義紀; 芳野 隆治

Proceedings of 36th European Physical Society Conference on Plasma Physics (CD-ROM), 4 Pages, 2009/07

新たに開発したD-T燃料供給・排気モデルを組み込んだトカマクシミュレーションコード(TSC)を用いて、15MAのプラズマ電流を200秒の間に1.5MAまで落とすITERの放電停止シナリオを評価した。プラズマ電流が10MAに減少した600秒の時点で、核燃焼$$alpha$$粒子加熱を止めるためNBの補助加熱を停止し、同時に、Hモード境界輸送障壁のペデスタル構造を意図的に取り除くことでエネルギー閉込めをHモードからLモードに切り替えた。これにより、真空容器内に中性粒子が蓄積する一方プラズマ密度が減少する様子や周辺自発電流の消滅、これによる内部インダクタンスの急増などH-Lモード遷移の際の詳細挙動を調べ、ITER排気システムの性能を評価した。さらに、H-Lモード遷移を起こすと放電を止めてしまう放射崩壊が発生する可能性があることを初めて示した。また、H-Lモード遷移後、170GHzのO-mode波を用いた電子サイクロトロン(EC)加熱をすることで放射崩壊のリスクを回避できることを明らかにした。

論文

SlimCS; Compact low aspect ratio DEMO reactor with reduced-size central solenoid

飛田 健次; 西尾 敏; 佐藤 正泰; 櫻井 真治; 林 孝夫; 芝間 祐介; 礒野 高明; 榎枝 幹男; 中村 博文; 佐藤 聡; et al.

Nuclear Fusion, 47(8), p.892 - 899, 2007/08

 被引用回数:47 パーセンタイル:11.45(Physics, Fluids & Plasmas)

コンパクトな核融合原型炉概念SlimCSについて報告する。この原型炉は通常のトカマク炉と比べると小規模な中心ソレノイドコイル(CS)を採用している点に特徴がある。通常、CSの主要な役割はポロイダル磁束の供給とされるが、これをプラズマ形状制御とみなすことでCSの大幅な小型化が可能であり、これによりトロイダルコイルの軽量化しいては炉本体重量の低減が期待できる。さらに、CSの小型化はプラズマの低アスペクト比(=2.6)化を可能にし、高楕円度,大プラズマ電流化,高ベータ化など炉心プラズマの高出力密度を実現するうえで望ましい条件が整う。この結果、SlimCSはARIES-RSのような先進トカマク炉概念と同規模の炉寸法でありながら、比較的無理のない炉心プラズマ条件でほぼ同等の核融合出力を発生するメリットを持つ。

論文

Progress in the ITER physics basis, 3; MHD stability, operational limits and disruptions

Hender, T. C.*; Wesley, J. C.*; Bialek, J.*; Bondeson, A.*; Boozer, A. H.*; Buttery, R. J.*; Garofalo, A.*; Goodman, T. P.*; Granetz, R. S.*; Gribov, Y.*; et al.

Nuclear Fusion, 47(6), p.S128 - S202, 2007/06

 被引用回数:568 パーセンタイル:3.7(Physics, Fluids & Plasmas)

本論文は、1999年の"ITER Physics Basis"の刊行以降に世界各国の装置で得られた重要な成果について記述したものであり、本章ではMHD安定性及びディスラプションに関する成果が記述されている。MHD安定性に関しては、(1)鋸歯状振動,(2)新古典テアリングモード,(3)抵抗性壁モード,(4)誤差磁場,(5)先進シナリオにおけるMHD安定性に関する成果が記述されていて、ディスラプションに関しては、(1)ディスラプションの特徴・原因・頻度,(2)サーマルクエンチによるエネルギーの損失と堆積,(3)電流クエンチのダイナミクス,(4)ディスラプションにより発生する逃走電子,(5)統合モデルとシミュレーション,(6)ディスラプションの回避・予測・緩和に関する成果が記述されている。

論文

Intermittent $$beta$$ collapse after NBCD turn-off in JT-60U fully non-inductive reversed shear discharges

武井 奈帆子; 中村 幸治; 牛込 雅裕*; 鈴木 隆博; 相羽 信行; 武智 学; 飛田 健次; 高瀬 雄一*; 福山 淳*; Jardin, S. C.*

Plasma Physics and Controlled Fusion, 49(3), p.335 - 345, 2007/03

 被引用回数:7 パーセンタイル:67.72(Physics, Fluids & Plasmas)

NB電流駆動を停止すると間欠的に圧力崩壊を繰り返すJT-60U非誘導・負磁気シア放電について、プラズマの電流拡散と輸送改善を含む磁気流体シミュレーションによってその発生機構を調べた。電流駆動停止の後誘起された「リターン電流」が輸送障壁部に拡散し極小安全係数を低下させる結果、輸送障壁部に局在化したn=1kink-ballooningモードが不安定化し、これによって放電そのものは生き残る小規模なベータ崩壊が発生する。その後、自発電流が増大するにつれて強い輸送障壁構造が回復し、またベータ崩壊が発生する繰り返し現象が起きることを明らかにした。

論文

Concept of compact low aspect ratio Demo reactor, SlimCS

飛田 健次; 西尾 敏; 佐藤 正泰; 櫻井 真治; 林 孝夫; 芝間 祐介; 礒野 高明; 榎枝 幹男; 中村 博文; 佐藤 聡; et al.

Proceedings of 21st IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2006) (CD-ROM), 8 Pages, 2006/10

コンパクトな原型炉を実現するための新概念を提案する。原型炉で見通しうる保守的な設計パラメータでありながら、経済的実用炉の設計例ARIES-RS, CRESTと同規模にコンパクトな原型炉が実現できる可能性を示した。本研究で提案する炉SlimCSは、主半径5.5m、アスペクト比2.6、最大磁場16.4T、核融合出力2.95GWの原型炉であり、規格ベータ値2、規格化密度0.4のときにゼロ電気出力、規格ベータ値4.3,規格化密度1.1の定格運転では1GW程度の正味電気出力を発生する。この概念の特徴は、小規模な中心ソレノイド(CS)を設置することによって形状制御等の炉心プラズマにかかわる技術的困難を回避しつつ、トロイダル磁場コイルをできる限り中心軸に近づけて設置し、プラズマを低アスペクト比化したことである。これによりトロイダル磁場コイルの蓄積エネルギーが大幅に減少し、トロイダル磁場コイルの物量、ひいては炉本体の建設コストの削減に寄与しうる。また、低アスペクト比のため高楕円度及び高ベータ限界が期待され、このようなコンパクトな原型炉が構想可能になる。

論文

A Simulation study on inductive ITB control in reversed shear tokamak discharges

中村 幸治; 飛田 健次; 福山 淳*; 武井 奈帆子; 高瀬 雄一*; 小関 隆久; Jardin, S. C.*

Nuclear Fusion, 46(8), p.S645 - S651, 2006/08

 被引用回数:3 パーセンタイル:86.58(Physics, Fluids & Plasmas)

プラズマ輸送改善と整合したシミュレーションを行い、非誘導電流駆動トカマクにおいて、プラズマ外部から誘導電流を揺動的に印加すると内部輸送障壁の位置と強さの双方を制御できることを示した。内部輸送障壁位置の制御性は、揺動を受ける前の非誘導電流の駆動分布に応じて異なり、LHCDのように広がりを持ち磁気軸から外れた非誘導電流駆動の場合は動き易く、広がりの狭い局所的なECCDの場合は動かないことを明らかにした。また、この磁気シア分布の外部制御によって、高自発電流プラズマでは常に劣化する傾向にある内部輸送障壁の強度を容易に回復・維持できることを示した。

論文

Concept of core and divertor plasma for fusion DEMO plant at JAERI

佐藤 正泰; 櫻井 真治; 西尾 敏; 飛田 健次; 井上 多加志; 中村 幸治; 新谷 吉郎*; 藤枝 浩文*; 発電実証プラント検討チーム

Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1277 - 1284, 2006/02

 被引用回数:12 パーセンタイル:29.56(Nuclear Science & Technology)

核融合出力3GWを確保する高い経済性を有するトカマク炉発電実証プラントの設計を行っている。中心ソレノイド(CS)コイルがない又は小さい場合は、炉の小型化と軽量化に大きなインパクトがある。一方高密度領域での高閉じ込め性能の確保と巨大ELMを抑制する必要から、高い三角度を必要とされる可能性がある。CSコイルの役割を電流立ち上げとプラズマ形状制御に限定して、CSの大きさに応じた3ケースについて、システムコードを用いてプラントのパラメータを選択した。熱流束のスケーリングを用いてダイバータに対する要請を求めた。CSコイルが無い場合は、最もコンパクトな炉であるが、巨大ELMを抑制するには不十分な低い三角度しか得られない。CSの役割を形状制御に限定した炉については、巨大ELM抑制に必要と考えられる三角度が得られ、磁力線の小ポロイダル入射角と長い脚長で、ダイバータの熱のハンドリングが可能である。CSの役割を電流立ち上げと形状制御を有する炉についても、巨大ELM抑制に必要と考えられる三角度が得られ、磁力線のフラックス拡大と長い脚長で、ダイバータの熱のハンドリングが可能である。また、運転シナリオについて検討し、HHファクター,グリーンワルド密度,シャインスルーの条件が運転シナリオに強い制限を与えている。

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