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口頭

Physics of stimulated and spontaneous L-H transitions

三木 一弘; Diamond, P. H.*; Hahn, S.-H.*; Xiao, W. W.*; G$"u$rcan, $"O$. D.*; Tynan, G. R.*

no journal, , 

核融合プラズマの実現にはH-modeの物理解明が必要である。H-modeに関しては、理解をするだけではなく制御方法についても議論をしなければならない。L-H遷移の制御方法として考えられるのが、粒子入射をプラズマ端にパルスとして与える方法である。本発表では、LH遷移を再現する1次元のメゾスケールモデルを紹介し、その数値計算で粒子入射によってLH遷移が誘起されたことを報告する。従来の加熱による自発的なL-H遷移では、加熱によって乱流が励起し、帯状流が励起され、乱流が減少し、圧力勾配が上昇して径電場が上昇してH-modeが固定される。しかし、自発的な輸送遷移が起こらないような低い加熱状態でも、粒子入射をプラズマ端に与えると、プラズマ端の径電場が変化してH-modeが固定された。これを解析すると、帯状流は本質的には輸送遷移のトリガーとしての役割を果たさないことが分かった。

口頭

Edge radial electric field formation after the L-H transition on JT-60U

神谷 健作; 松永 剛; 本多 充; 宮戸 直亮; 浦野 創; 鎌田 裕; 居田 克巳*; 伊藤 公孝*

no journal, , 

本発表では、L-H遷移後の径電場構造の形成について、無次元量であるポロイダルマッハ数に着目し、理論モデルと比較する。通常のトカマク型装置において観測されるL-H遷移では、ポロイダルマッハ数が1以上でL-H遷移が発生し、閉じ込め時間よりも十分早い時間スケールでプラズマ周辺部のDアルファ線発光強度が減少し粒子閉じ込め特性が改善する。一方JT-60Uではポロイダルマッハ数が1以下でもL-H遷移が発生する場合があり、閉じ込め時間程度の長い時間スケールでイオン温度および密度にペデスタル構造が形成される。さらに、長い時間スケールでのL-H遷移に続いて観測されるHモード中における短い時間スケールでの多段階電場遷移のメカニズムについて、同一条件でもHモード中の多段階電場遷移現象の無い場合と、プラズマ分布や乱流状態を詳細に比較することで、その発生条件を探り、また理論モデルとも比較する。

口頭

Responses of electron and ion channels to electron cyclotron heating in JT-60U H-mode and ITB plasmas

吉田 麻衣子; 井手 俊介; 竹永 秀信; 本多 充; 浦野 創; 小林 貴之; 仲田 資季; 宮戸 直亮; 鎌田 裕

no journal, , 

JT-60装置の閉じ込め改善モード(H-mode)のプラズマと内部障壁(ITB)を有するプラズマにおいて、電子サイクロトロン加熱(ECH)時のイオン系と電子系の応答特性と輸送について調べ、以下のことを明らかにした。ECHにより電子温度は上昇し、イオン温度は減少する。イオン温度の減少するタイムスケールは、H-modeにおいてはECH入射位置で短く、ITBプラズマにおいてはITBの形成位置で短い。ECHのパワーが増加すると、イオンの熱輸送係数と電子の熱輸送係数はともに増加する。電子密度がピークしている場合に、ECHによる電子密度の減少が起こる。トロイダル回転速度は、ECHを入射すると零回転からプラズマ電流とは逆方向に変化する特性を持つ(ECHによる自発回転の存在)。この回転の変化は、イオン温度の減少や電子温度の上昇のタイムスケールより2倍以上長い。ECH入射付近では、トロイダル回転速度の変化と電子温度の変化は相関しているのに対して、トロイダル回転が変化する半径位置は電子温度やイオン温度が変化する位置より広い。

口頭

Characterization of edge pedestal structure; Width, gradient, and height in H-mode plasmas

浦野 創

no journal, , 

Hモードの周辺ペデスタル構造はプラズマ全体の閉じ込め性能等を決定する境界条件となるため、その理解と適切な制御が重要である。近年では、Hモード周辺プラズマ圧力を幾何学的に幅、勾配、高さの成分に分解し、勾配が電磁流体力学的不安定性で決定され、幅は乱流輸送によって与えられることが示されてきた。これに伴ってITERでのペデスタル圧力をより正確に予測する試みがなされている。一方で、ITERにおける金属ダイバータ導入の可能性を受けて、金属壁・ダイバータによる周辺プラズマへの影響が研究されている。閉じ込め性能は高Z不純物侵入を防ぐために必要なガス入射によって劣化しうることが観測されているが、これらは窒素ガス等の注入によって回復可能であるという結果が報告されている。本レビュー講演では、周辺構造の物理的理解の進展と近年の金属壁・ダイバータによる周辺プラズマへの影響についてまとめる。

口頭

Experimental analyses and predictive simulations of toroidal rotation driven by the neoclassical toroidal viscosity in tokamaks

本多 充; 佐竹 真介*; 鈴木 康浩*; 松永 剛; 篠原 孝司; 井手 俊介; 吉田 麻衣子; 浦野 創; 林 伸彦

no journal, , 

For simulations of toroidal rotation driven by the neoclassical toroidal viscosity (NTV), the framework of the collaborative execution of the integrated code TOPICS with the 3D equilibrium code VMEC and the 3D neoclassical transport code FORTEC-3D has been developed and improved. In tokamaks, toroidally-asymmetric components of the magnetic field exist and they produce the NTV, which generally slows down toroidal rotation. In JT-60SA H-mode plasmas, somewhat significant impact of the NTV on toroidal rotation is observed and the reversal of the NTV due to the change in the sign of the radial electric field $$E_r$$ is found in the pedestal. Our framework has been applied to JT-60U analyses. The NTV scales as the perturbed magnetic field strength and the peak of the NTV coincides with the location where $$E_r=0$$. The NTV torque is found to be imperative for explaining edge rotation.

口頭

Impact of plasma core profiles on MHD stability at tokamak edge pedestal

相羽 信行; 浦野 創

no journal, , 

トカマク周辺ペデスタルにおけるMHD安定性に対するプラズマコア分布の影響をMARG2D, MINERVA, BETAの3つのコードを用いて数値解析した。EPED1と呼ばれるペデスタル分布予測モデルに基づくと、プラズマコアの圧力分布を変えることでbootstrap電流の流れ方が変わる(内部インダクタンスが変わる)ことで、EPED1で予測されるペデスタル幅が同じであっても、周辺領域の電流分布も変化することがわかった。このような変化がMHD安定性に与える影響を調べた結果、内部インダクタンスが高いほど小振幅ELMの原因と考えられるバルーニングモードが不安定化しやすいことを明らかにした。このような傾向はJET装置における小振幅ELM実験の結果とも一致しており、プラズマコア領域の分布がペデスタル領域のMHD安定性に影響を与え、これが小振幅ELMの実現に重要な役割を果たすことがわかった。

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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