検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 215 件中 1件目~20件目を表示

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

論文

Development of instrumentation and control systems for the ITER diagnostic systems in JADA

山本 剛史; 橋本 慰登*; 北澤 真一; 谷塚 英一; 波多江 仰紀; 杉江 達夫; 小川 宏明; 竹内 正樹; 河野 康則; 伊丹 潔

Fusion Engineering and Design, 96-97, p.1012 - 1016, 2015/10

 被引用回数:4 パーセンタイル:43.49(Nuclear Science & Technology)

日本国内機関では、ITER計画において6種類のプラズマ計測装置の調達を担当している。原子力機構では、ITER標準ソフトウェアを用いて、統括制御機能、シーケンス制御管理機能及びデータ収集機能を含むITER計測装置用計装制御システムを開発した。統括制御機能は、センサーの健全性検査、計測条件の設定及び計測条件間の一貫性検査といった計測のための内部処理を管理する。我々は、Python言語を用いてフローチャートからEPICS(Experimental Physics and Industrial Control System)のコードを生成するツール及びシーケンス制御管理機能を開発した。EPICSは、運転手順のトリガー及び進行を示すために使用される。シーケンス制御管理機能は、EPICSを用いてプラント状態の変化を監視することにより、運転手順の進行を管理する。EPICSと運転手順の関連付けは、上記ツールにより自動的に行われる。我々は、熱電対計測システムに関して、上記の計装制御システムの性能を検証した。また、さらに複雑な計測装置向けに本設計を適用していく予定である。

論文

Effects of the radial electric field on the confinement of fast ions in ITER

谷 啓二*; 本多 充; 及川 聡洋*; 篠原 孝司; 草間 義紀; 杉江 達夫

Nuclear Fusion, 55(5), p.053010_1 - 053010_15, 2015/05

AA2014-0355.pdf:2.0MB

 被引用回数:1 パーセンタイル:90.9(Physics, Fluids & Plasmas)

ITERの典型的な運転シナリオにおいて、テスト・ブランケット・モジュール(TBM)およびトロイダル磁場リップルの誤差磁場中でのアルファ粒子およびNBI生成高速イオンの損失に及ぼす径電場効果について、軌道追跡モンテカルロコードと1次元輸送コードを繰り返して用いる手法を適用して評価した。高速イオンに対する径電場効果は、運転シナリオと誤差磁場に強く依存する。径電場は、ITERの比較的高い安全係数分布の9MA運転シナリオ中においてTBM由来誤差磁場に対して重要である。トロイダル磁場リップル中ではいずれの運転シナリオでも径電場効果は小さい。径電場は高速イオンのトロイダル・プリセッション角を変化させ、誤差磁場との共鳴条件を変化させる。このことがITERのTBM誤差磁場中で高速イオンに対する径電場効果の原因と考えられる。

論文

Development of the supervisory systems for the ITER diagnostic systems in JADA

山本 剛史; 橋本 慰登*; 芹沢 保典*; 稲本 修治*; 佐藤 和義; 杉江 達夫; 竹内 正樹; 河野 康則

Fusion Engineering and Design, 89(5), p.532 - 535, 2014/05

 被引用回数:1 パーセンタイル:85.45(Nuclear Science & Technology)

計測装置は、ITERのプラズマ制御や物理研究に欠かすことができない。ITER計測装置の統括制御システムは、ITERの中央制御システムからの指令に基づき、計測装置内の機器の制御を管理する重要なシステムである。著者らは、ITERの規格・基準に従いながら、計測装置の制御に関する要求事項を満たす統括システムを設計した。ITERでは、制御システムの構築にEPICSと呼ばれる制御・通信ライブラリを用いることとなっている。著者らは計測装置内の機器の運転の手順をフローチャートで記述し、それをEPICSへ変換する機能を考案した。これにより運転手順の容易な記述と制御システムの製作者の誤りをできる限り回避することが可能となった。また、中央制御システムとの規定された通信手順を基本に、計測装置に必要な機器の較正のために中央制御システムの制御指令を内部で模擬する機能及び計測機器の設定情報を管理するデータベースを設計した。さらに、ITERや計測機器の運転状態に対応して機器の運転制限値や機器間のインターロックを切り替える仕組みを提案した。

論文

Development of divertor IR thermography for ITER

竹内 正樹; 杉江 達夫; 小川 宏明; 石川 正男; 嶋田 恭彦; 草間 義紀

Plasma and Fusion Research (Internet), 8(Sp.1), p.2402147_1 - 2402147_5, 2013/11

ダイバータIRサーモグラフィーはITER計画において日本が調達する計測装置の一つであり、その概念設計の進展について報告する。光学系に関して、ミラーサイズを小さくし、迷路構造を設けることで計測要求の空間分解能と中性子遮蔽をともに満たす新しい光学系の設計を進めている。必要とされる測定精度を実現するために、検出信号と各種ノイズ(制動放射光,検出器ノイズ,光学部品の熱ノイズ等)を評価した。制動放射光は600$$^{circ}$$C以下の低温領域を除き、検出光よりも低くなる見通しである。壁からの反射光については、光学シミュレーションソフト「LightTools」を用いた計算を開始した。観測信号からダイバータ板の表面温度分布を導出する詳細なデータ処理方法、光学系のその場校正手法等の結果についても議論する。

論文

Designing a prototype of the ITER pulse scheduling system

山本 剛史; 米川 出*; 太田 和也*; 細山 博己*; 橋本 慰登*; Wallander, A.*; Winter, A.*; 杉江 達夫; 草間 義紀; 河野 康則; et al.

Fusion Engineering and Design, 87(12), p.2016 - 2019, 2012/12

 被引用回数:2 パーセンタイル:74.11(Nuclear Science & Technology)

パルススケジューリングシステムは、ITERのプラズマ運転に必要なパラメータの設定及び管理・承認を行うためのシステムである。JT-60Uなどの運転経験をもとに、ITERのプラズマ運転に対する要求を分析し、必要な機能の設計を行った。ITERで要求される、パラメータの変更や再利用に柔軟に対応できるシステムを設計することができた。また、パラメータ間の合理性を検査する機能及び入力値を自動計算して設定する機能など、オペレーターを支援する機能を提案した。

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.

報告書

Bi-directional reflectance distribution function of a tungsten block for ITER divertor

岩前 敦*; 小川 宏明; 杉江 達夫; 草間 義紀

JAEA-Research 2011-045, 11 Pages, 2012/02

JAEA-Research-2011-045.pdf:2.36MB

ITERのプラズマ対向面での光の反射特性を調べるために、対向面に使われる材料の一つであるタングステンについて、実際に使用が予定されているタングステンブロックのサンプルを使って、双方向反射率分布関数(BRDF)を測定した。H$$_{alpha}$$及びH$$_{beta}$$の光の放射を模擬するために、光源として、波長が652nm及び473nmの2つのレーザーダイオードを用いた。ブロック表面には、機械加工の際に生じた微細な溝が一方向に認められる。そのため、反射光は機械加工した表面の状態によって影響を受け、入射光線を表面の溝の方向に対して垂直に入射した場合には、反射光は直線的に分布し、一方、入射光線を表面の溝の方向に対して平行に入射した場合には、反射光は弧形に分布した。これらの測定結果を、光線追跡により模擬したところ、測定結果を定性的に説明することができた。

論文

Effects of ELM mitigation coils on energetic particle confinement in ITER steady-state operation

谷 啓二*; 篠原 孝司; 及川 聡洋*; 筒井 広明*; 宮本 斉児; 草間 義紀; 杉江 達夫

Nuclear Fusion, 52(1), p.013012_1 - 013012_21, 2012/01

 被引用回数:21 パーセンタイル:19.29(Physics, Fluids & Plasmas)

The effects of the ELM mitigation coils (ELM coils) on the loss of NB-produced fast ions and fusion-produced alpha particles were investigated using an orbit following Monte-Carlo code. The ELM Mitigation Coil field (EMC field) may cause a significant loss of fast ions produced by NBI on the order of 4-5% for a 9MA steady-state ITER scenario. The loss strongly depends upon the toroidal mode number $$n$$ of the EMC field. A significant loss occurs only in the case of $$n=4$$. The resonance of fast-ion trajectories with the EMC field is important to the loss of fast ions. When the number of ELM coils in each toroidal row is 9, the main toroidal mode $$n=4$$ is accompanied by a complementary mode $$n_c=5$$. Concerning the resonance of fast-ion trajectories, the anti-resonant surfaces of $$n=4$$ are very close to the resonant surfaces of $$n_c=5$$ and vice versa. Since the resonance effect is dominant compared to the anti-resonance, the collaboration of the main and complementary modes effectively enlarges the resonant regions. The peak heat load due to the loss of NB-produced fast ions near the upper ELM coils is in a range that requires attention. Most loss particles hit the inner side of the torus of the dome in the ITER divertor. The loss of alpha particles is acceptably low at less than 0.5%.

論文

Synthesized intensity of emission lines of hydrogen isotopes and impurities in the ITER divertor plasma

岩前 敦; 杉江 達夫; 小川 宏明; 草間 義紀

Plasma Physics and Controlled Fusion, 53(4), p.045005_1 - 045005_17, 2011/04

 被引用回数:2 パーセンタイル:85.63(Physics, Fluids & Plasmas)

Intensity of emission lines in the ITER divertor plasma is synthesized using a model of the edge and scrape-off layer plasmas. The intensity of hydrogen isotopes and impurities observed with the divertor optical system of the Impurity Influx Monitor (Divertor) is estimated. In both the inner and outer divertor plasmas, ionizing and recombining plasma components are observed for C$$_{I-III}$$ and recombining plasma component is dominant for C$$_{IV-V}$$. Line-of-sight integrated spectra are synthesized in the wavelength range of 200 nm to 1000 nm using photon emission coefficients. In order to evaluate the carbon impurity influx, $$Gamma_{rm c}$$, identifying the plasma component, i.e. ionizing or recombining plasma component, is important.

論文

${it In-situ}$ spectral calibration method for the impurity influx monitor (divertor) for ITER using angled physical contact fibers

岩前 敦; 小川 宏明; 杉江 達夫; 草間 義紀

Review of Scientific Instruments, 82(3), p.033502_1 - 033502_4, 2011/03

 被引用回数:2 パーセンタイル:82.41(Instruments & Instrumentation)

The ${it in-situ}$ calibration method for the impurity influx monitor (divertor) is experimentally examined. The total reflectance of the optical path from the focal point of the Cassegrain telescope to the first mirror is derived using a micro retro-reflector array. An optical fiber with angled physical contact (APC) connectors reduces the return edge reflection. APC fibers and a multimode coupler increase the signal-to-noise ratio by about one order compared to that of triple-branched fibers and enable measurement of the wavelength dependence of the total reflectance of the optical system even after potential deterioration of mirror surfaces reduces reflectance.

論文

Divertor impurity-influx monitor for ITER; Spectral throughput measurement on an optical prototype for the upper port and optimization of viewing chords based on computerized tomography

岩前 敦; 杉江 達夫; 小川 宏明; 草間 義紀

Plasma and Fusion Research (Internet), 4, p.042_1 - 042_11, 2009/10

We have developed a spectroscopic diagnostics system in ultraviolet and visible wavelength regions for monitoring ITER divertor plasmas. An equivalent-size prototype of the optical components for the upper port-viewing fan array chords has been assembled as a system to measure spectral light throughput coefficient ($'e$tendu). Collisional-radiative models for He$$_{rm I}$$ and C$$_{rm IV}$$ are used to estimate the emission line intensities of helium ash and carbon impurity ions in a divertor plasma of a burning plasma. For the measurement of $$T_{rm i}$$, the estimated line intensity of C$$_{rm IV}$$ $$n$$=6-7 meets the time resolution of ITER requirement. A numerical simulation of the computerized tomographic (CT) reconstruction technique has been applied to the divertor plasma region. A Gaussian-type intensity model function with 100 mm (full-width-at-half-maximum) of the impurity emission observed by means of various pairs of fan array-viewing chords is applied based on the CT reconstructs. With the optimized pair of the upper port and the higher gap viewing chords resolve the model function with reasonable resolution. We measure the reflection of the surfaces of carbon-fiber-composite and tungsten blocks, which consist of the plasma-facing divertor target plate and the dome. The reflection of the surface of the tungsten divertor material at H$$alpha$$ 656.28 nm is 23%, sandblasting the tungsten surface reduces direct reflectance less than 0.7%.

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

Engineering design and R&D of impurity influx monitor (divertor) for ITER

小川 宏明; 杉江 達夫; 河西 敏*; 勝沼 淳*; 原 玲丞*; 武山 芸英*; 草間 義紀

Fusion Engineering and Design, 83(10-12), p.1405 - 1409, 2008/12

 被引用回数:8 パーセンタイル:42.18(Nuclear Science & Technology)

ダイバータ不純物モニターは、ITERのダイバータ部から発光する不純物イオン,重水素及びトリチウムのスペクトル線の強度分布を測定し、不純物制御及びダイバータ制御に使用するデータを提供するための計測装置である。これまで進めてきた光学設計をもとに、シャッターを含めた先端部光学系の機械設計を行い、ITERで想定される核発熱を仮定した熱解析を行った。その結果、十分な冷却流路を確保し、ミラーホルダーを熱伝導率の高い銅合金で製作することにより、ミラーを熱伝導のみで冷却できることを明らかにした。本モニターでは、広い波長範囲(200$$sim$$1000nm)で色収差を補正したカセグレン型集光光学系やマイクロ光学素子(マイクロレトローリフレクターアレイ,マイクロレンズアレイ)等の新しい光学機器を使用する光学設計を採用した。そこで、これらの機器の試作・試験を行った。試作したマイクロレトローリフレクターアレイの反射率は17%(波長:400nm)$$sim$$27%(波長:850nm)であり、感度較正に必要な反射光強度が得られる見通しであることを確認した。また、試作したカセグレン型望集光光学系の焦点距離は設計値と2%以内で一致しており、良好な結像特性が得られた。

論文

Development of the UV and visible impurity influx monitor (divertor) for ITER

岩前 敦; 小川 宏明; 杉江 達夫; 河西 敏*; 草間 義紀

Proceedings of 18th International Toki Conference on Development of Physics and Technology of Stellarator/Heliotrons en route to Demo (ITC-18) (CD-ROM), p.450 - 453, 2008/12

We are developing a spectroscopic diagnostics system in wavelength region of 200$$sim$$1000 nm for monitoring ITER divertor plasmas, such as the influxes of impurity elements, the position of the ionization front, the electron temperature and density. An equivalent size prototype of the optical components for the upper port spectroscopic diagnostics system has been fabricated and assembled into the system to estimate quantitative light throughput. Line intensities of helium ash and carbon ions are estimated with collisional radiative model. Measured signal intensity is estimated with the prototype spectral throughput and the estimated line radiance. The reflection of the plasma facing materials of divertor, tungsten and carbon fiber composite are measured. The tungsten reflection is 23% at $$lambda$$656 nm. There is anisotropic aspect of the reflection from the tungsten divertor material surface.

論文

Spectroscopic measurement system for ITER divertor plasma; Impurity influx monitor (divertor)

杉江 達夫; 小川 宏明; 河西 敏*; 草間 義紀

AIP Conference Proceedings 988, p.218 - 221, 2008/04

ダイバータ不純物モニターは、200nmから1000nmの波長領域の分光計測により、ダイバータ部での不純物粒子の同定と粒子流入束の測定を行うことを主な目的としており、現在、その詳細設計を進めている。プラズマに近接して設置されるプラズマ対向ミラーは、高エネルギー粒子によるスパッタリング,不純物粒子の堆積などにより、その反射率が低下することが予想されている。本モニターでは、プラズマ対向ミラーの材料として放射線照射及び粒子のスパッタリングに強いモリブデンを選択した。また、ミラー表面を照射する粒子の数を減少させる目的で、小口径の開口部からプラズマを観測する光学系を用いるか、ミラーの前面にバッフル板を設置する設計としている。しかし、ミラーの反射率低下を完全に防止することはできない。そのため、測定系全体の感度変化を運転期間中に遠隔操作で定量的に測定する必要がある。運転期間中に感度較正用光源をダイバータ部に設置することは極めて困難であるため、較正用の光を外部から入射し、測定用光学系前面に設置したマイクロ・レトロレフレクター(逆進鏡)アレイからの反射光を測定して感度の変化を測定する方法を開発している。

論文

Development of impurity influx monitor (Divertor) for ITER

小川 宏明; 杉江 達夫; 河西 敏; 勝沼 淳*; 原 玲丞*; 草間 義紀

Plasma and Fusion Research (Internet), 2, p.S1054_1 - S1054_4, 2007/11

ダイバータ不純物モニターは、ITERのダイバータ部における不純物,重水素及びトリチウムのスペクトル線の強度分布を測定し、不純物制御及びダイバータプラズマ制御にフィードバックするデータを提供するための計測装置である。光学設計に基づき先端部光学系の機械設計を進めた。設計に際しては上部ポート光学系では、内径300mmのパイプ内に光学系を一体で設置することとし、水平ポート光学系では他機器との干渉を避けた分散型の配置とした。熱解析によリ、核発熱による温度上昇を評価したところ、上部ポートでは最大で50$$^{circ}$$C程度の上昇にとどまっているのに対し、水平ポートでは最大で150$$^{circ}$$Cであった。次に、これらの温度分布より求めた熱歪みが光学性能に与える影響を評価した。その結果、上部ポート光学系では測定位置が約20mm移動する程度であるが水平ポート光学系では測定位置が150mm程度移動することがわかった。一連の解析により、冷却流路を確保しやすい一体型構造の方が除熱の観点からは優れていることが示された。

論文

Development of collective Thomson scattering for alpha-particle diagnostic in burning plasmas

近藤 貴; 林 利光; 河野 康則; 草間 義紀; 杉江 達夫

Plasma and Fusion Research (Internet), 2, p.S1111_1 - S1111_4, 2007/11

国際熱核融合実験炉(ITER)等の燃焼プラズマにおける核融合生成$$alpha$$粒子の診断は燃焼プラズマの実現にとって重要であるが、その効果的測定方法は確立されていない。そこで、炭酸ガス(CO$$_{2}$$)レーザー(波長10.6$$mu$$m)を用いた協同トムソン散乱(CTS)計測を開発している。CTS計測を実現させるために、高繰り返し横方向励起大気圧(TEA)炭酸ガスレーザーを開発した。CTS計測のために必要となる単一モード出力を得るために、不安定共振器を構成し、単一モードの種レーザーを入射した。現在までに15Hz周期で出力エネルギー17Jの単一モードレーザーを得た。これにより、ITERで必要となる出力20J,周期40Hzの炭酸ガスレーザーを実現できる見通しを得た。また、高繰返し周期に対応したデータ収集システムを開発した。これらを用いて、JT-60UトカマクにおいてCTS計測の原理実証実験を進めている。

論文

Progress in development of collective Thomson scattering diagnostic with high power CO$$_{2}$$ laser

近藤 貴; 河野 康則; 波多江 仰紀; 杉江 達夫; 林 利光; 草間 義紀

NIFS-PROC-68, p.126 - 129, 2007/09

燃焼プラズマの$$alpha$$粒子計測を確立するために、協同トムソン散乱計測用の高パワー高繰返し周期の炭酸ガスレーザーを開発した。単一モードでパルスエネルギー17J,繰返し周期15Hzの出力を得ること成功した。この結果により、国際熱核融合実験炉(ITER)における$$alpha$$粒子計測に必要とする20J,40Hzのレーザー出力を実現する見通しを得た。また、電気ノイズと迷光が受信システムの出力信号へ及ぼす影響を調べるために、JT-60U真空容器へレーザーを入射した。その結果、電気ノイズは以前に比べて大きく減少した。しかしながら、約30%のパルス出力には、多モード発振のために迷光が発生しており、さらなるレーザーの改善が必要であることが明らかになった。

論文

ITPA(国際トカマク物理活動)会合報告,19

笹尾 真実子*; 草間 義紀; 河野 康則; 川端 一男*; 間瀬 淳*; 杉江 達夫; 藤田 隆明; 福田 武司*; 福山 淳*; 坂本 宜照; et al.

プラズマ・核融合学会誌, 83(9), p.779 - 782, 2007/09

2007年春季に開催された国際トカマク物理活動(ITPA)の7つのトピカルグループ(TG)会合の報告である。各会合では、国際熱核融合実験炉(ITER)等の燃焼プラズマ実験における重要度の高い物理課題に関して、議論・検討が行われた。日本からの参加者数は27人であった。以下に、TGごとの開催日程及び開催地を示す。(1)計測TG:3月26日-30日、プリンストン(米国),(2)輸送物理TG:5月7日-10日、ローザンヌ(スイス),(3)閉じ込めデータベースとモデリングTG:5月7日-10日、ローザンヌ(スイス),(4)周辺及びペデスタルの物理TG:5月7日-10日、ガルヒン(ドイツ),(5)定常運転TG:5月9日-11日、大田(韓国),(6)MHD TG:5月21日-24日、サンディエゴ(米国),(7)スクレイプオフ層及びダイバータ物理TG:5月7日-10日、ガルヒン(ドイツ)。

215 件中 1件目~20件目を表示