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論文

Integrated tokamak modelling with the fast-ion Fokker-Planck solver adapted for transient analyses

藤間 光徳; 濱松 清隆; 林 伸彦; 本多 充; 井手 俊介

Plasma Physics and Controlled Fusion, 57(9), p.095007_1 - 095007_9, 2015/09

 被引用回数:2 パーセンタイル:82.1(Physics, Fluids & Plasmas)

全放電時間を模擬するトカマク統合モデリングは先進トカマクプラズマ設計において必要不可欠である。我々は統合コードTOPICSの高速イオン解析部分を過渡解析により適したモデルに拡張した。高速イオンとバルクプラズマおよび平衡磁場が互いに整合性を持つ時間発展を実現するために、高速イオンのフォッカープランクソルバをTOPICSのバルク輸送ソルバと同レベルで統合化した。拡張した統合コードによるJT-60SAおよびITERのプラズマ立ち上げシミュレーションにより、過渡解析の可能性および有効性を確認した。その統合シミュレーションにおいて、高速イオン、プラズマ分布、平衡磁場の統合的発展を示した。

論文

Advance in integrated modelling towards prediction and control of JT-60SA plasmas

林 伸彦; 本多 充; 白石 淳也; 宮田 良明; 若月 琢馬; 星野 一生; 藤間 光徳; 鈴木 隆博; 浦野 創; 清水 勝宏; et al.

Europhysics Conference Abstracts (Internet), 39E, p.P5.145_1 - P5.145_4, 2015/06

Towards prediction and control of JT-60SA plasmas, we are developing codes/models which can describe physics/engineering factors, and integrating them to one code TOPICS. Physics modelling: Coupling with MINERVA/RWMaC code showed that MHD equilibrium variation by centrifugal force largely affects RWM stability and the toroidal rotation shear stabilizes RWM. Coupling with OFMC code for NB torques, 3D MHD equilibrium code VMEC and drift-kinetic code FORTEC-3D for NTV torque, and toroidal momentum boundary model, predicted the core rotation of $$sim$$2% of Alfv$'e$n speed for a ITER hydrogen L-mode plasma. Coupling with core impurity transport code IMPACT showed the accumulation of Ar seeded to reduce the divertor heat load is so mild that plasma performance can be recovered by additional heating in JT-60SA steady-state (SS) scenario. Simulations coupled with MARG2D code showed that plasma current can be ramped-up to reach $$beta_N ge$$3 with MHD modes stabilized by ideal wall and with no additional flux consumption of central solenoid in JT-60SA. Engineering modelling: Coupling with integrated real-time controller showed that simultaneous control of $$beta_N$$ and $$V_{loop}$$ is possible at $$beta_N ge$$4 in JT-60SA SS scenarios. MHD equilibrium control simulator MECS demonstrated equilibrium control during heating phase and collapse induced events within power supply capability of PF coils in JT-60SA.

論文

炉内トリチウム

上田 良夫*; 大宅 薫*; 芦川 直子*; 伊藤 篤史*; 小野 忠良*; 加藤 太治*; 川島 寿人; 河村 学思*; 剣持 貴弘*; 斎藤 誠紀*; et al.

プラズマ・核融合学会誌, 88(9), p.484 - 502, 2012/09

特定領域科研費「核融合炉実現を目指したトリチウム研究の新展開」のレビューのうち第3章4節を執筆した。JT-60Uの30秒Hモード放電では外側ダイバータ板からの炭化水素の発生量が多いときに容器内に残留する水素量が増加することを示した。さらに外側ダイバータ板から発生した炭化水素がプラズマ中でどのような経路を輸送されるのかを調べるため、人為的に外側ダイバータから$$^{13}$$CH$$_{4}$$を注入する実験を行い、実験後にダイバータ・タイルを取り出しタイル上の堆積物を同定した。その結果、注入口のほぼ正面の内側ダイバータ・タイル上に$$^{13}$$Cが多量のHとともに検出された。この結果は、磁力線を横切った輸送が支配的であること、及び$$^{13}$$CとHが結合した形態で輸送された可能性が高いことを示しており、これらから中性の炭化水素、すなわち$$^{13}$$CH$$_{x}$$, x=1$$sim$$4の形態で外側ダイバータから内側ダイバータまで輸送されたと解釈される。

論文

Inward pinch of high-Z impurity in a rotating tokamak plasma; Effects of atomic processes, radial electric field and Coulomb collisions

星野 一生; 藤間 光徳*; 清水 勝宏; 仲野 友英; 畑山 明聖*; 滝塚 知典

Nuclear Fusion, 51(8), p.083027_1 - 083027_6, 2011/08

 被引用回数:4 パーセンタイル:73.97(Physics, Fluids & Plasmas)

The transport of high-Z impurity in a toroidally rotating tokamak plasma is investigated analytically and numerically. It is shown that the inward pinch is driven by the atomic processes of ionization/recombination along the particle orbit both in co- and ctr- rotating plasmas. This inward pinch is enhanced by the radial electric field. It is derived that the negative and positive radial electric fields cause the inward pinch and the outward movement (unpinch) of the high-Z impurity, respectively, under the influence of Coulomb collisions with the rotating background plasma. In the ctr-rotation case, the inward pinch becomes significant with increasing toroidal rotation velocity, because the directions of the both pinches are inward. On the other hand, in the co-rotation case, these pinches have opposite directions. Therefore, the unpinch due to the positive radial electric field is decreased by the inward pinch due to the atomic processes.

論文

Inward pinch of high-Z impurity due to atomic processes in a rotating tokamak plasma and the effect of radial electric field

星野 一生; 藤間 光徳*; 清水 勝宏; 仲野 友英; 畑山 明聖*; 滝塚 知典

Proceedings of 23rd IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2010) (CD-ROM), 6 Pages, 2011/03

トロイダル回転トカマクプラズマにおける高Z不純物輸送について解析的・数値的に調べた。トロイダル回転プラズマ中では、粒子軌道に沿った電離・再結合過程に起因して内向きピンチが回転の方向によらず起こることを示した。このピンチ機構は径電場により大きくなる。さらに、背景プラズマとのクーロン衝突を通して、外向き径電場の場合外向きピンチが、内向き径電場の場合内向きピンチがそれぞれ起こることを導いた。プラズマ電流に対して逆方向にトロイダル回転している場合、これらのピンチの向きは内向きであるため、高Z不純物の蓄積が起こる。一方、正回転の場合、外向き径電場に起因する外向きピンチは、電離・再結合過程に起因する内向きピンチにより緩和される。このような傾向は、JT-60Uで観測されたトロイダル回転に対するタングステン不純物の蓄積傾向と一致する。

論文

連結シミュレーションによるアプローチ

星野 一生; 藤間 光徳*; 河村 学思*; 斎藤 誠紀*; 伊藤 篤史*

プラズマ・核融合学会誌, 86(12), p.698 - 705, 2010/12

ITERや原型炉を見据えたとき、プラズマ,不純物,壁材料等、個々の要素の物理現象の理解に加え、装置全体としての総合的な現象の理解が重要となる。総合的なシミュレーションを行うため、各要素を扱うモデルの結合が進められている。周辺領域における総合シミュレーションコードの開発として、周辺プラズマ及び不純物,プラズマ対向壁材料のまでの連結コード開発の最先端の取り組みについて述べる。

論文

周辺プラズマにおける不純物輸送シミュレーション

藤間 光徳*; 星野 一生; 河村 学思*

プラズマ・核融合学会誌, 86(12), p.685 - 689, 2010/12

周辺プラズマにおける不純物輸送過程のシミュレーションでは、多数の原子・分子過程や粒子種,電荷状態を扱う必要があるため、モンテカルロ法を用いたテスト粒子計算が適している。テスト粒子計算の中でも、旋回中心近似を用いるか、旋回運動を含む全運動を追跡するか等、粒子追跡のモデリングには選択肢がある。2つのモンテカルロ不純物輸送コードIMPMCとIMPGYROを例にとり、それらのコードで用いている物理モデル,仮定について解説している。

論文

周辺プラズマシミュレーション

星野 一生; 藤間 光徳*

プラズマ・核融合学会誌, 86(12), p.681 - 684, 2010/12

磁場閉じ込め核融合装置において、炉心プラズマと固体壁とをつなぐ周辺領域では、プラズマ,中性粒子,不純物の間の相互作用が非常に強い。そのため、それぞれの輸送モデルを結合したダイバータコードが、周辺プラズマの解析や、ダイバータ設計のための熱負荷の予測評価などに用いられている。ここでは、統合ダイバータコードSONICを例にとり、周辺プラズマシミュレーションで用いるモデル・仮定について解説している。

論文

核融合炉実現を目指したトリチウム研究の新展開,3; 核融合炉のトリチウム蓄積・排出評価のための理論及びシミュレーションコードの開発

大宅 薫*; 井内 健介*; 清水 勝宏; 滝塚 知典; 川島 寿人; 星野 一生; 畑山 明聖*; 藤間 光徳*; 冨田 幸博*; 河村 学思*; et al.

プラズマ・核融合学会誌, 85(10), p.695 - 703, 2009/10

平成19年度より採択された文部科学省科学研究費特定領域「核融合炉実現を目指したトリチウム研究の新展開」の中の6研究項目の一つである「核融合炉のトリチウム蓄積・排出評価のための理論及びシミュレーションコードの開発」に関して、研究目的,研究開発の現状及び今後の課題について述べる。特に、(1)炉内プラズマ中のトリチウム輸送と対向壁への蓄積と放出,(2)ダスト粒子の炉内プラズマ中の挙動とトリチウム蓄積,(3)プラズマ対向材料のトリチウム蓄積と放出にかかわるモデル構築,コード開発及びシミュレーションの現状を紹介する。

論文

Numerical analysis of incident angle of heavy metal impurity to plasma facing components by IMPGYRO

星野 一生; 藤間 光徳*; 古林 真彦*; 畑山 明聖*; 井内 健介*; 大宅 薫*

Journal of Nuclear Materials, 390-391, p.168 - 171, 2009/06

 被引用回数:3 パーセンタイル:69.9(Materials Science, Multidisciplinary)

核融合炉のプラズマ対向壁材料にタングステンを用いた場合、タングステン不純物の炉心混入と放射損失が問題となる。不純物の炉心混入量を予測評価するためには、自己スパッタリング率と反射率の評価が重要である。これらは、不純物粒子の固体壁への入射角に強く依存することが知られている。そこで、モンテカルロ不純物輸送コードIMPGYROを用いて、JT-60Uの接触及び非接触プラズマ分布を用いたタングステン不純物の輸送解析を行い、ダイバータ板への入射角度分布を調べた。その結果、入射粒子の価数に対応した幾つかのピークを持つ入射角度分布が得られた。これは、シース電場による壁垂直方向への加速が、入射粒子の価数に依存するためである。また、自己スパッタリング率及び反射率に対するシースの影響を調べた。接触プラズマ状態では、おもに、シース電場により入射角が変化したことに起因して、シース電場を考慮しない場合に比べて自己スパッタリング率が増大した。一方、非接触プラズマ状態では、反射が支配的であり、シース電場の影響はほとんどみられなかった。

口頭

IMPGYROコードによるJT-60Uのタングステン堆積分布の数値解析

星野 一生; 藤間 光徳*; 畑山 明聖*; 清水 勝宏; 滝塚 知典; 上田 良夫*; 仲野 友英; 朝倉 伸幸

no journal, , 

タングステン不純物の輸送研究のために、JT-60Uでは外側ダイバータ上部のトロイダル方向に10枚のタングステンタイルが設置されており、実験キャンペーン終了後にタングステンの堆積分布が調べられたが、タングステン不純物の輸送過程は未だ明らかではない。本研究では、重金属不純物輸送コードIMPGYROを用いてJT-60Uに対するタングステン不純物の輸送解析を行い、解析結果と実験における堆積分布との比較から、タングステン不純物の輸送過程を調べた。今回用いた背景プラズマ分布では、外側ダイバータプラズマの温度が高いため、発生したタングステン中性粒子は即座にイオン化し、その大半が外側ダイバータ板へと戻っている。一方、プライベート領域ではプラズマ温度が低く、タングステンは中性粒子のまま外側ドームウィングに堆積する。ドームに付着しなかったものは、内側プライベート領域に達し、イオン化後磁力線に沿って内側ダイバータ板へと到達している。

口頭

トロイダル回転トカマクプラズマにおける高Z不純物のピンチ機構

星野 一生; 藤間 光徳*; 清水 勝宏; 仲野 友英; 畑山 明聖*; 滝塚 知典

no journal, , 

トロイダル方向に回転しているトカマクプラズマでは、粒子軌道に沿った電離・再結合過程に起因してタングステンのような高Z不純物がピンチすることを解析的に導き、径電場の効果を考慮することで、このピンチ速度が大きくなることを明らかにした。さらに、径電場を考慮すると、クーロン衝突を通して内向き・外向きピンチが起こることも解析モデル及び数値計算により明らかにした。これらのモデルを用いて、JT-60Uで観測されたトロイダル回転に伴うタングステンの炉心への蓄積に対する考察を行い、実験データと矛盾しない解析結果を得ることができた。

口頭

Numerical analysis of tungsten erosion at the plasma facing surface in DEMO reactor

星野 一生; 藤間 光徳*; 清水 勝宏; 朝倉 伸幸; 飛田 健次; 畑山 明聖*; 滝塚 知典*

no journal, , 

Tungsten (W) is the most preferable candidate for the plasma facing material in the DEMO fusion reactor. Although one of advantages of the W armor is the low sputtering yield, sputtering by impurity species seeded for the divertor radiation cooling cannot be ignored. In this study, erosion rate is evaluated by using the IMPGYRO-EDDY code. The background plasma profile was calculated by the integrated divertor code SONIC. Erosion rate significantly changes along the divertor target under the partially detached plasma condition, where the ion and electron temperature near the outer strike point ($$<$$ 5 cm) is about 1 eV. As long as the detached divertor plasma is sustained, the surface erosion is low even under the condition of significant Ar recycling flux. On the other hand, in the outer SOL region ($$>$$ 5 cm), the ion temperature is increased to high ($$sim$$ 100 eV) due to low recycling. Therefore, the self-sputtering yield may exceed 1. Erosion rate at the first wall surface is also evaluated.

口頭

高エネルギー粒子挙動解析のための統合モデリング

藤間 光徳; 濱松 清隆; 林 伸彦; 本多 充; 井手 俊介

no journal, , 

トカマクにおける燃焼プラズマのランプアップフェーズでは、中性粒子ビーム(NB)加熱により燃焼が開始した後は、NBによるプラズマ加熱や電流増加のみでなく、$$alpha$$粒子による自己加熱や自発電流も加わる。そのため、このフェーズのプラズマ性能予測および運転シナリオ設計では、これらNB由来のイオンや$$alpha$$粒子等の高エネルギー粒子の輸送解析が特に重要となる。これに向け、高エネルギー粒子を対象とした軌道平均Fokker-Planckコードと1.5次元輸送コードTOPICSの統合を進めている。本講演ではこれを用いてNB入射開始後のランプアップフェーズにおける高エネルギー粒子の速度分布関数等に着目した解析結果を報告する。

口頭

トカマクランプアップフェーズにおける高エネルギー粒子のフォッカー・プランクモデリング

藤間 光徳; 濱松 清隆; 林 伸彦; 本多 充; 井手 俊介

no journal, , 

高エネルギー粒子(EP)の解析には、フォッカー・プランク(FP)モデリングが広く用いられている。トカマクの電流立ち上げフェーズのように平衡磁場が時間的に変化する場合、EPの位相空間上における粒子束が生じ(磁気圧縮)、同時に、周回電圧による加速効果も無視できなくなる。これらの効果を統合コード内のFPモジュールに取り入れ、非定常状態における統合コードの適用性を拡張した。この統合コードのJT-60SAへの適用計算例を報告する。加熱や電流駆動に対する磁気圧縮と周回電圧の効果について議論を行う。

口頭

Distortion of the distribution function of fast ion in the evolving equilibrium and its effect on the heating power and the driven current in tokamaks

藤間 光徳; 濱松 清隆; 林 伸彦; 本多 充; 井手 俊介

no journal, , 

トカマクプラズマにおいて平衡磁場が時間発展する場合には磁気圧縮または膨張によって高速イオンの速度分布関数が変形する。高速イオンによる加熱パワーおよび駆動電流もその変形の影響を受ける。我々は初めて磁気変形モデルを開発し、軌道平均フォッカー・プランクモデリングに実装し、さらに統合コードTOPICSに組み込んだ。その統合コードをJT-60SAの2.3MAプラズマに適用し、0.5MeV, 5MWの負イオン起源中性粒子ビームによる駆動電流が磁気変形効果により9.8%増加することを示した。磁気変形の影響度は概ねプラズマ密度およびプラズマ小半径の2乗に反比例する。本会合では、磁気変形モデルおよびシミュレーションの詳細について講演する。

口頭

Integrated simulation with the fast ion Fokker-Planck modeling consitent with the evolving equilibrium in tokamaks

藤間 光徳; 濱松 清隆; 林 伸彦; 本多 充; 井手 俊介

no journal, , 

トカマクプラズマにおいて平衡磁場が時間発展する場合には磁気圧縮または膨張によって高速イオンの速度分布関数が変形する。高速イオンによる加熱パワーおよび駆動電流もその変形の影響を受ける。我々は初めて磁気変形モデルを開発し、軌道平均フォッカー・プランクモデリングに実装し、さらに統合コードTOPICSに組み込んだ。その統合コードをJT-60SAの2.3MAプラズマに適用し、0.5MeV, 5MWの負イオン起源中性粒子ビームによる駆動電流が磁気変形効果により10%増加することを示した。磁気変形の影響度は概ねプラズマ密度およびプラズマ小半径の2乗に反比例する。本会合では、磁気変形モデルおよびシミュレーションの詳細について講演する。

口頭

Status of the ITER plasma modeling activities in JAEA

白石 淳也; 本多 充; 林 伸彦; 相羽 信行; 藤間 光徳; 松山 顕之; 内藤 磨; 宮田 良明; 井上 静雄; 成田 絵美; et al.

no journal, , 

原子力機構はITERプラズマモデリングに関して様々な研究分野に貢献してきた。そのなかでも、原子力機構における最近の統合モデリング活動について報告する。統合モデリングは、ITERのような自律的で複雑な挙動を示すプラズマのシミュレーションには必要不可欠である。原子力機構では統合モデリングコードTOPICSを開発してきた。TOPICSは、その予測正確性を高めるために様々な物理モデルを導入し、ITERプラズマに対する知見を与えてきた。最近では、ITERにおけるトロイダル回転の予測シミュレーションに成功した。TOPICSを3次元平衡コードVMEC及び3次元ドリフト運動論方程式ソルバーFORTEC-3Dと結合することにより、NTV及び径方向電場を計算すうことに成功し、その結果回転を自己無撞着に計算した。もう一つの成果としてITERにおいてペレット入射によるELMペーシングの定量的評価に成功した。TOPICSに新しいペレットモデルを導入し、MHD安定性コードMARG2Dと結合することでELMペーシングのシミュレーションに成功した。

口頭

Impact of kinetic effects of energetic particles on resistive wall mode stability in rotating high-$$beta$$ plasmas

白石 淳也; 宮戸 直亮; 松永 剛; 藤間 光徳; 本多 充; 鈴木 隆博; 吉田 麻衣子; 林 伸彦; 井手 俊介

no journal, , 

高エネルギー粒子のダイナミクスに回転の効果を自己無撞着に導入すると、高性能トカマクにおける抵抗性壁モード安定性が大きく影響を受けることが明らかになった。自己無撞着に回転の効果を導入し、運動論的MHD理論を拡張し、高エネルギー粒子へと応用した。本理論により、MHDモードと粒子運動との共鳴に伴うエネルギー変化を表す項が拡張される。本発表では、拡張された理論を用いて、JT-60SAにおける高ベータプラズマの抵抗性壁モード安定性解析を行った。高エネルギー粒子に関して新しいモデル平衡分布関数を導入し、拡張されたエネルギー変化項を計算した。その結果、高エネルギー粒子による抵抗性壁モードに対する安定化効果が強められることが明らかになった。

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