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論文

First online operation of TRIGA-TRAP

Grund, J.*; 浅井 雅人; Blaum, K.*; Block, M.*; Chenmarev, S.*; D$"u$llmann, Ch. E.*; Eberhardt, K.*; Lohse, S.*; 永目 諭一郎*; Nagy, Sz.*; et al.

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 972, p.164013_1 - 164013_8, 2020/08

ペニングトラップ型質量分析装置TRIGA-TRAPとTRIGA Mainz研究炉との結合に成功した。これにより、炉心近くに設置した$$^{235}$$U標的の中性子核分裂によって生成された短寿命核の高精度質量測定が可能となった。ターゲットチャンバから表面電離イオン源への短寿命核の効率的な輸送のためにエアロゾルガスジェットシステムを使用した。新規イオン光学系および改良型ビームモニタリングシステムを導入するとともに、実験装置のコミッショニングが終了した。表面イオン源の設計、実験装置の効率、および本装置を用いて得られた最初の結果を報告する。

論文

Physics comparison and modelling of the JET and JT-60U core and edge; Towards JT-60SA predictions

Garcia, J.*; 林 伸彦; Baiocchi, B.*; Giruzzi, G.*; 本多 充; 井手 俊介; Maget, P.*; 成田 絵美*; Schneider, M.*; 浦野 創; et al.

Nuclear Fusion, 54(9), p.093010_1 - 093010_13, 2014/09

 被引用回数:31 パーセンタイル:9.6(Physics, Fluids & Plasmas)

Extensive physics analysis and modelling has been undertaken for the typical operational regimes of the tokamak devices JET and JT-60U with the aim of extrapolating present day experiments to JT-60SA, which shares important characteristics with both tokamaks. A series of representative discharges of two operational scenarios, H-mode and hybrid, have been used for this purpose. Predictive simulations of core turbulence, particle transport, current diffusion and pedestal pressure have been carried out with different combinations of models. The ability of the models for reproducing the experimental data is analysed and scenario calculations for JT-60SA are performed following an optimum set of models.

論文

Analysis of JT-60SA scenarios on the basis of JET and JT-60U discharges

Garcia, J.*; 林 伸彦; Giruzzi, G.*; Schneider, M.*; Joffrin, E.*; 井手 俊介; 坂本 宜照; 鈴木 隆博; 浦野 創; JT-60チーム; et al.

Europhysics Conference Abstracts (Internet), 38F, p.P1.029_1 - P1.029_4, 2014/06

Creation of JT-60SA scenarios is necessary in order to make deeper analyses: Fast ions, heating schemes, MHD. Validation exercise: a series of representative discharges of the three main operational scenarios, H-mode, hybrid and steady-state have been selected for each device in order to extrapolate to JT-60SA. An extensive analysis of the main physics similarities and differences among the discharges has been carried out in order to explain results. Using integrated modelling codes CRONOS and TOPICS, benchmark of the codes is done. Predictive core turbulence simulations have been carried out with three transport models: Bohm-GyroBohm, CDBM and GLF23. Particle transport is analyzed with GLF23. Pressure pedestal predictions are simulated with Cordey MHD scaling. Fully predictive simulations of temperatures, density and pedestal have been performed with GLF23 and CDBM models for the temperatures and GLF23 for the density. Calculations for JT-60SA are performed following the best combination of models found.

論文

Model validation and integrated modelling simulations for the JT-60SA tokamak

Giruzzi, G.*; Garcia, J.*; 林 伸彦; Schneider, M.*; Artaud, J. F.*; Baruzzo, M.*; Bolzonella, T.*; Farina, D.*; Figini, L.*; 藤田 隆明; et al.

Proceedings of 24th IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2012) (CD-ROM), 8 Pages, 2013/03

A coordinated Japan-EU modelling activity has started in order to provide predictive simulations of the main JT-60SA scenarios. The first results of this activity are discussed in this paper. This includes: (1) the critical comparison and benchmark of Japanese and EU H and CD codes, in particular of NBI codes for the complex injector configuration of the JT-60SA machine; (2) the validation of the main models and simulation framework used in both Japanese and EU integrated modelling suites of codes, based on selected reference discharges of JT-60U and JET, representing the main scenarios (H-mode, hybrid, advanced); (3) predictive modelling of JT-60SA scenario, using the 0.5-D code METIS.

論文

Comparative transport analysis of JET and JT-60U discharges

Garcia, J.*; 林 伸彦; Giruzzi, G.*; Schneider, M.*; Joffrin, E.*; 井手 俊介; 坂本 宜照; 鈴木 隆博; 浦野 創; JT-60チーム; et al.

Europhysics Conference Abstracts (Internet), 36F, p.P5.057_1 - P5.057_4, 2012/00

Predictive simulations for electron and ion temperatures have been carried out for JET and JT-60U plasmas in order to determine the most appropriate models to this type of plasmas. To carry out this programme, the integrated modelling codes CRONOS and TOPICS-IB are used. Results show that the H-modes are usually well simulated for both devices, whereas for the advanced regimes, as the hybrid, there are clear deviations from experimental data, mainly for JT-60U. The reasons for such discrepancies are analysed.

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:34 パーセンタイル:14.56(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

Benchmarking of lower hybrid current drive codes with application to ITER-relevant regimes

Bonoli, P. T.*; Harvey, R. W.*; Kessel, C. E.*; Imbeaux, F.*; 及川 聡洋; Schneider, M.*; Barbato, E.*; Decker, J.*; Giruzzi, G.*; Forest, C. B.*; et al.

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

ITER定常運転プラズマを対象として、複数の低域混成波(LH)電流駆動計算コードを比較した。LH計算コードには2次元速度空間で定義されたFokker-Planck方程式をもとにしたコード及び1次元Fokker-Planck方程式をもとにしたコードがあり、2次元Fokker-Planckコードは最も適切な取り扱いをしていると考えられる。2次元コードは1次元コードに比べて40%程度大きいLH駆動電流を与えた。また、捕捉粒子効果の考慮も重要であることもわかった。さらに、バウンス平均したオペレータの導入が必要であり、バウンス平均していないオペレータを使った場合30%程度計算結果が異なる。また、核融合生成物である3.5MeVのアルファ粒子によるLH波の吸収を評価した。アルファ粒子の異常輸送によりLH波吸収領域でのアルファ粒子密度が増加する場合でも、LH波周波数3.7GHzにおいてアルファ粒子により吸収されるLHパワーは7.7%と小さく、LH機器の設計値である5GHzに対して周波数選択の余地があることを示した。

論文

Simulation of the hybrid and steady state advanced operating modes in ITER

Kessel, C. E.*; Giruzzi, G.*; Sips, A. C. C.*; Budny, R. V.*; Artaud, J. F.*; Basiuk, V.*; Imbeaux, F.*; Joffrin, E.*; Schneider, M.*; Luce, T.*; et al.

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

国際トカマク物理活動の定常運転グループでは統合シミュレーションコードのベンチマークを始めており、CRONOS, ONETWO, TRANSP, TOPICS, ASTRAといった複数の1.5次元輸送コードを用いてITERハイブリッド運転のシミュレーションを行った。平衡配位,加熱電流駆動機器のジオメトリ、熱・粒子輸送モデル等について共通ガイドラインを設けて極力同じ計算条件となるようにしている。世界的に利用されている輸送コードのほとんどが参加したベンチマークは初めてであり、結果の違いについて結論できる段階には至っていないが、各コードにおいて改良すべき点を客観的に評価できることを明らかにした。

口頭

Physics comparison and modeling of the JET and JT-60U core and edge; Towards JT-60SA predictions

Garcia, J.*; 林 伸彦; Baiocchi, B.*; Citrin, J.*; Giruzzi, G.*; 本多 充; 井手 俊介; Maget, P.*; 成田 絵美*; Schneider, M.*; et al.

no journal, , 

An extensive exercise of physics analysis and modeling has been undertaken for the typical operational regimes of the tokamak devices JET and JT-60U with the aim of extrapolating present day experiments to JT-60SA, which share characteristics with both tokamaks. A series of representative discharges of two operational scenarios, H-mode and hybrid have been used for this purpose. Predictive simulations of core turbulence, particle transport, current diffusion and pedestal pressure have been carried out with different combination of models. The ability of the models for reproducing the experimental data is analyzed and scenario calculations for JT-60SA are performed following an optimum simulation framework.

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