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滝塚 知典; 清水 勝宏; 川島 寿人; 林 伸彦; 細川 哲成*
no journal, ,
トカマクのSOLダイバータプラズマのシミュレーションのために、原子力機構で開発されているコードシステムについて報告する。このシステムは、流体モデリングに基づくSOLダイバータプラズマを対象とするSOLDORコード,モンテカルロモデリングに基づく中性粒子を対象とするNEUT2Dコードと不純物を対象とするIMPMCコード、及びPICモデリングに基づくSOLダイバータプラズマの基礎物理を対象とするPARASOLコードにより構成されている。SOLDORとNEUT2DとIMPMCを自己無矛盾に連結したSONICコードにより、トカマクダイバータ実験解析及び次期装置ダイバータ設計を行っている。シミュレーションにより、JT-60UにおけるX点MARFEを再現した。JT-60改修装置の粒子制御性を評価した。またPARASOLコードによるシミュレーションでは、ELM崩壊で放出される熱流の過渡的挙動を調べた。
小関 隆久
no journal, ,
燃焼プラズマのシミュレーションを目指して、原子力機構で行っている物理モデルの構築と輸送コードをベースとしたモデルの統合化を述べる。燃焼プラズマは、時間スケールや空間スケールの大きく異なったさまざまな物理特性が結合した複雑性の強い特性を有している。原子力機構では、これら燃焼プラズマの総合的特性解明に向けて、コアプラズマ及び周辺プラズマ熱・粒子輸送,不純物輸送,MHD安定性,加熱・電流駆動特性,ダイバータプラズマ,高エネルギー粒子等のモデリングを進めており、これらのモデルの結合による総合的プラズマ評価を目指して、1.5次元輸送コードTOPICSをベースとしたコード群を開発している。このコード群の開発の一貫として、輸送コードTOPICSと理想安定性解析コードMARG2D、及びSOL/ダイバータモデルを結合することにより、ITER等の燃焼プラズマで重要なELM挙動のシミュレーションを進めている。講演ではこの計画の進展と成果を述べる。
本多 充; 滝塚 知典; 福山 淳*; 小関 隆久
no journal, ,
プラズマ回転と径電場を自己無撞着に解析することができる、一次元輸送コードTASK/TXを開発している。TASK/TXは準トロイダル座標系における二流体方程式をマクスウェル方程式,ビーム減速方程式,中性粒子拡散方程式と組合せた方程式系からなっており、線形補間要素を用いた有限要素法で解いている。JT-60Uではトロイダル磁場リップルによる高速ビームイオンの損失によって、中性粒子ビームを順方向に入射した場合でも周辺部でプラズマが逆方向に回転する現象が確認されている。この現象を再現するために、リップル損失モデルをコードに取り入れ計算を行った。その結果、実験で観測されている分布を良く再現することができ、トロイダル回転分布を決定しているのはリップルに捕われたビームイオンの直接の損失ではなく、リップルイオンの輸送現象であることがわかった。
滝塚 知典; 清水 勝宏; 川島 寿人
no journal, ,
現在JT-60Uの次期装置として計画されているJT-60SA及び将来の原型炉SlimCSにおけるダイバータの性能に関して、ダイバータ統合コードSONICを用いて予測シミュレーションを行った。高密度運転や不純物導入による放射冷却の効果でダイバータを非接触プラズマにできることを示した。そのときのダイバータ板への熱負荷はJT-60SAについては許容基準以下になることがわかった。しかし高熱出力のDEMO炉においては、熱負荷低減のためには、放射冷却をさらに増大する必要があることがわかった。シミュレーションにより排気効率を予測評価し、効果的な粒子制御のためには、ダイバータ形状の最適化が必要なことがわかった。
滝塚 知典; 大山 直幸; 細川 哲成*
no journal, ,
トカマクのHモードプラズマにおいて発生する周辺局在モードELMによりSOLプラズマ中に突発的に流出するELMの熱流について、先進的粒子コードPARASOLを用いたシミュレーション研究を行った。ELM熱流の伝播は電子熱伝播の早い時間スケールと音速伝播の遅い時間スケールに分けられる。トカマク中のELMは弱磁場側で発生するため、ELM熱流の源はダイバータ板間で非対称的に位置する。このELM非対称性により、熱流の伝播はダイバータ板までの距離に依存し、発生源に近いダイバータ板に大きな熱流ピークが速く到達する。しかし熱の到達量は、遠近にかかわらず2ダイバータ板でほぼ均等になる。非対称的ELM熱流に伴うSOL電流と非対称プラズマ対流の発生がこの均等化の原因であることが明らかになった。ELM熱流に半径方向の損失があるとき、非対称性はどのような影響を被るかを調べた。径方向損失は、ELM熱流源から遠いダイバータ板への熱到達量を減少させ、遠近2ダイバータ板の熱到達量を非均衡にする。
宮戸 直亮; 岸本 泰明; Li, J.*; 徳田 伸二
no journal, ,
トカマクプラズマ中の電磁的イオン温度勾配(ITG)乱流のグローバル流体シミュレーションを行い、電磁的ITG乱流による帯状磁場及び帯状流の生成を調べた。帯状磁場は低次の有理面でよく生成されることが知られている。今回の場合、安全係数qが2の有理面で最もよく生成される。しかし、偶数のトロイダルモードだけをとって計算した場合、q=1.5の有理面で最も強い帯状磁場が生成された。これは、偶数のトロイダルモードはq=1.5で共鳴するモードを含み、帯状磁場の生成に寄与するのに対し、奇数のトロイダルモードはq=1.5面において非共鳴なため帯状磁場を弱める方向に働くためである。一方、q=2はすべてのトロイダルモードが共鳴モードを持つので、トロイダルモードの取り方にはあまり影響されない。帯状流の生成については、静電的な場合と同様に、プラズマのほとんどのところで帯状流はレイノルズ応力により駆動され、geodesic transferが帯状流のエネルギーシンクになる。しかし、低次の有理面において、レイノルズ応力とgeodesic transferの寄与が逆転していることを発見した。
石井 康友; Smolyakov, A. I.*
no journal, ,
本研究では、回転プラズマ中で外部駆動された磁気島の非線形成長がプラズマパラメータに依存して、異なった成長特性を持つことを発見した。プラズマの回転速度と粘性値に依存して、外部揺動により形成される電流シートの共鳴面に対する空間位置が異なる。プラズマパラメータに依存して、アルフベン共鳴により形成される電流シートの中性面からの位置が変化する。本研究で、アルフベン共鳴による電流シート分布の粘性値依存性を調べたところ、高粘性領域では中性面に単一ピークを持つ一方、低粘性領域では内外のアルフベン共鳴面にピークを持つことがわかった。このような電流シート分布の違いにより、プラズマ回転の減衰過程が異なるため、低粘性プラズマでは外部駆動磁気島の急激な成長に引き続き2次的磁気再結合が発生するが、高粘性プラズマでは急激な成長の後、直ちにRutherford-like領域で成長することがわかった。
小関 隆久
no journal, ,
燃焼プラズマにおける物理課題,DEMO炉設計に向けたシミュレーションの役割について、BA DEMO設計ワークショップにおける著者の発表をもとに述べる。自律性の高い燃焼プラズマ特性解明が重要課題であり、その制御法の開発に向けた統合コードの開発が必要となっている。このため、DEMO炉設計を見据えたときのシミュレーションの貢献,コード開発の方向性について議論する。
白石 淳也; 徳田 伸二; 相羽 信行
no journal, ,
高性能定常トカマクにおいて、プラズマ回転による抵抗性壁モード(Resistive Wall Mode: RWM)の安定化は最も重要な物理・工学的課題の一つである。RWMの安定化における回転の効果、特に、回転が本質的になる場所(有理面,共鳴面,プラズマ表面等々)を明らかにするため、安定性解析における接続問題を再考する。回転の効果を取り入れると、接続理論で中心的な役割を果たすNewcomb方程式(RWMの共鳴が起きない外部領域を支配する)は一般化される。回転によるDopplerシフトにより、Newcomb方程式の特異点が分離する。回転がない場合には、RWMの共鳴面(内部層と呼ぶ)と特異点は一致する。しかし、回転がある問題では、不安定なRWMは実周波数を持つため、共鳴面が特異点からずれる。実周波数は問題を解かないとわからないから、共鳴を起こす場所があらかじめわからない。よって、本研究で指摘するように、無限に薄い内部層を用いる従来の漸近接続法は適用できない。本研究では、有限な厚みを持つ内部層を持つよう漸近接続法を一般化することにより、上記の問題を解決できることを示す。
相羽 信行; 石井 康友; Bierwage, A.; 廣田 真; 白石 淳也; 矢木 雅敏
no journal, ,
プラズマ理論シミュレーショングループにおける近年のMHD安定性に関する研究では、特に"プラズマ流"及び"高エネルギー粒子"の効果について着目し、それぞれ成果を上げている。これらはそれぞれ現存の実験装置において観測されているMHDモードの安定性に大きな影響を与えていることが知られているのみならず、ITERにおいて発生が懸念されているMHDモードの駆動源・安定化機構としてその理解が求められている重要な課題である。今回のワークショップでは、プラズマ理論シミュレーショングループがこれらのテーマにかかわるこれまでに上げてきた研究成果、特に出張者の専門分野であるELMに関連した周辺MHD安定性に対するプラズマ回転の影響の解析結果とその結果に基づいたJT-60Uの実験解析について発表する。
本多 充; 滝塚 知典; 福山 淳*; 清水 勝宏
no journal, ,
近年のTASK/TXコードの進展について発表する。この一年でTASK/TXの方程式系における新古典輸送モデルの実装とその特性の研究,中性粒子輸送モデルの開発とベンチマーク,異常粒子輸送による内向き粒子ピンチとコア領域における中性粒子による粒子源効果について研究を行った。これらはTASK/TXの統合モデル化に向けて進められたコード開発と物理現象のモデリング研究であり、通常の輸送コードと異なる二流体方程式系を元にした輸送コードの開発においてどのようにすれば上記の輸送現象を矛盾なく取り込むことができるかを示した、世界で初めての研究である。また、内部輸送障壁形成時における径電場と回転の役割についてTASK/TXコードを用いてシミュレーションを行った。わずかな圧力勾配の差が径電場構造に大きな差を生み閉じ込め性能を変えること、またポロイダルトルクシアを導入することで輸送勾配がより急峻に立つことがシミュレーションにより明らかにされた。
本多 充; 福山 淳*; 中島 徳嘉*
no journal, ,
中性粒子入射ビームによって加熱されたトカマクプラズマにおいて、径電場
と径方向電流
の関係を規定する方程式を解析的に導出した。ポロイダル回転減衰時間と比べてかなり短い時間スケールでは、分極電流
は非両極性高速イオン径方向電流
を打ち消すように流れ、同時に径電場の時間変化を形成する。このは
トルクを作るの構成要素の中で支配的となる。より長い時間スケールでは、だけでなく直交伝導電流もの構成要素として大きな割合を占め始める。定常状態では、トロイダル運動量の輸送がによって生じるトルクと釣り合う。解析的手法によって、1次元輸送コードTASK/TXの方程式系は本質的に上記の現象を再現できる性質を持っていることがわかり、数値計算によっても確認した。
本多 充; 福山 淳*; 中島 徳嘉*
no journal, ,
The one-dimensional multi-fluid transport code TASK/TX is used to investigate the physics regarding rotation, radial current and the radial electric field. Unlike conventional diffusive transport codes, its equation system is more fundamental in that the code directly solves the momentum equations for all species plus Maxwell's equations. The main drawback to the code is that the basis equations are built on the cylindrical coordinates. Neoclassical effects have already been incorporated and its validity has been confirmed, but any geometrical effects have not entered yet. In this study, we derive the equations on the axisymmetric flux coordinates in a manner consistent with the current TASK/TX concept. The equations are projected onto the radial, poloidal ant toroidal directions in the current framework. In the flux coordinates, however, we have to project the equations of motion onto the radial, parallel and toroidal direction because of the neoclassical nature of a toroidal plasma.
松山 顕之; 矢木 雅敏; 影井 康弘*
no journal, ,
トカマクディスラプション時の乱れた磁場における逃走電子のダイナミクスを調べるために相対論的逃走電子軌道追跡コードETC-Relを拡張した。コードはITERを想定した上下非対称トカマクに適用され、相対論的ドリフト方程式はオイラー・ラグランジュ方程式に基づいてループ電圧を考慮して定式化される。ITERサイズの装置では装置サイズに対するポロイダルジャイロ半径の比が十分小さく、磁力線軌道と比較した電子軌道のゆがみは小さい。このことは、磁気島の重なりによる磁場のストキャスティック化が逃走電子閉じ込めを劣化させるうえで本質的に重要であることを示している。シミュレーションによって乱れた磁場におけるテスト粒子に平均2乗変位を評価すると、逃走電子の径方向輸送は非拡散的な特徴を持つことが示された。
矢木 雅敏; 松山 顕之; 若狭 有光*; 奴賀 秀男
no journal, ,
The runaway electron (RE) confinement has been investigated by a relativistic guiding-center trace code ETC-Rel using analytic expressions of the MHD modes. In this work, the nonlinear evolution of the MHD field is simulated by the 4-field reduced MHD code R4F. The use of nonlinear MHD codes allows us to treat more realistic values of the saturated amplitude and the eigenmode structure for given equilibrium. Results of the code verification for R4F, which simulates nonlinear coupling of the (2, 1) and (3, 2) tearing modes are shown. The RE confinement using nonlinear MHD simulations of density-limit disruptions with the edge radiation loss is also discussed.
小関 隆久; Clement, L. S.*; 中島 徳嘉*
no journal, ,
ITER Remote Experimentation Centre (REC) based on the Broader Approach (BA) activity of the joint program of Japan and Europe (EU) is being built in Rokkasho, Japan. The REC will make possible to participate the ITER experiment remotely from Rokkasho. It will have the functions of the remote experiment system, such as setting of experiment parameters, shot scheduling, real time data streaming, communication by video-conference between the remote-site and on-site. Also, it has a function of numerical simulation for preparation and estimation of the shot performance and the analysis of the plasma shot. In order to make effective use of the limited machine time, it is important to improve the environment for the shot preparation and the data analyses. This can be performed by detailed data analysis and more efficient plasma performance prediction by the simulation. The role of the simulation on the experiments and the future function for DEMO are discussed.
瀬戸 春樹; 福山 淳*
no journal, ,
A new framework of core-edge-SOL transport simulation has been proposed. In this work, a set of transport equations applicable on both core and SOL region is formulated and a concept of a numerical scheme connecting 2D transport code and 2D equilibrium code is also proposed. This system allows us to simulate core-edge-SOL transport without computational boundary in the edge region. The proposed equation system is equivalent to conventional 1D core transport model in the weakly collisional limit and to conventional 2D SOL transport model in the strongly collisional limit.
仲田 資季; 本多 充; 吉田 麻衣子; 浦野 創; 前山 伸也; 沼波 政倫*; 渡邉 智彦*
no journal, ,
ITERやDEMOに代表される次世代の燃焼プラズマの乱流輸送特性の解明と予測には、核融合プラズマの第一原理モデルであるジャイロ運動論に基づいた乱流輸送シミュレーションが不可欠である。本研究では、著者らが開発している第一原理乱流シミュレーションコードGKV-Jを駆使して、実際のJT-60Uトカマク平衡を用いたITG-TEM駆動乱流輸送シミュレーションを実現した。まず、微視的線形安定性解析により、プラズマ内側領域ではITGモード、中間領域ではITG-TEMモード、外側領域ではTEMモードが支配的となることを同定した。次に非線形乱流輸送シミュレーションを実施し、GKV-Jのシミュレーション結果が従来の流体輸送モデルでは定量性を著しく欠いていた領域に対しても、イオン/電子熱輸送レベルに関する実験結果をよく再現することを確認した。また、詳細な乱流データの解析により、イオン/電子熱輸送、粒子輸送といったそれぞれの輸送チャンネルに対して異なる乱流/ゾーナルフロー強度の依存性が存在することが明らかになった。