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論文

Full-$$f$$ gyrokinetic simulations of ohmic L-mode plasmas in linear and saturated ohmic confinement regimes

井戸村 泰宏; Dif-Pradalier, G.*; Garbet, X.*; Sarazin, Y.*; Tore Supra Teams*

Physics of Plasmas, 30(4), p.042508_1 - 042508_18, 2023/04

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Physics, Fluids & Plasmas)

非線形大域的full-$$f$$ジャイロ運動論シミュレーションを用いて、Tore Supra装置のジュール加熱Lモード放電における線形/飽和オーミック閉じ込め(LOC/SOC)領域の2時刻を解析した。トロイダルフィールド応力による早いイオン混合が炭素不純物の吐き出しを引き起こす。LOC/SOCフェーズで自発プラズマ回転が逆方向に発展し、これはLOCフェーズの捕捉電子モードとSOCフェーズのイオン温度勾配駆動モードにおけるモード非対称性の違いがもたらす分布シア応力の変化によって決まる。LOC/SOCフェーズにおいて電子と重水素イオンのエネルギー束がそれぞれ支配的になる。この2つのフェーズにおけるエネルギー閉じ込め時間の比率について実験値を再現した。

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:35 パーセンタイル:80.68(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

Empirical scaling of sawtooth period for onset of neoclassical tearing modes

Chapman, I. T.*; Buttery, R. J.*; Coda, S.*; Gerhardt, S.*; Graves, J. P.*; Howell, D. F.*; 諫山 明彦; La Haye, R. J.*; Liu, Y.*; Maget, P.*; et al.

Nuclear Fusion, 50(10), p.102001_1 - 102001_7, 2010/10

 被引用回数:50 パーセンタイル:87.51(Physics, Fluids & Plasmas)

本論文では、ASDEX-U, DIII-D, HL-2A, JET, JT-60U, MAST, NSTX, TCV, Tore Supraにおいて鋸歯状振動と新古典テアリングモード(NTM)の発生について調べた結果について記述している。データベース解析の結果、鋸歯状振動がNTMを誘起したときのベータ値は鋸歯状振動の周期とともに低下することがわかった。また、装置間で鋸歯状振動を比較する場合、鋸歯状振動周期を抵抗性拡散時間で規格化し、プラズマ圧力として規格化ベータ値($$beta_N$$)を用いることがよいことがわかった。今回の結果をITERに外挿した場合、鋸歯状振動周期が10秒の場合は$$beta_Nsim 4$$でNTMが誘起されると予想されるのに対し、鋸歯状振動周期が100秒の場合は$$beta_Nsim 2$$でNTMが誘起されると予想されることがわかった。

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。

口頭

LOC-SOC遷移のfull-fジャイロ運動論的シミュレーション

井戸村 泰宏; Dif-Pradalier, G.*; Garbet, X.*; Sarazin, Y.*; Tore Supra Teams*

no journal, , 

富岳におけるfull-fジャイロ運動論的シミュレーションにより、ToreSupraトカマクにおけるジュール加熱プラズマのLOC-SOC(linear and saturated ohmic confinement)遷移現象を解析し、低密度かつ高ZeffのLOCフェーズと高密度かつ低ZeffのSOCフェーズで主要な乱流が捕捉電子モード乱流からイオン温度勾配駆動乱流に遷移することを確認した。さらに、数値実験においてLOC-SOC遷移に伴うエネルギー閉じ込め時間や自発プラズマ回転の変化、および炭素不純物の吐き出しといった実験的に観測されているプラズマパラメータの変化を再現することに成功した。

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