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論文

Assessment of operational space for long-pulse scenarios in ITER

Polevoi, A. R.*; Loarte, A.*; 林 伸彦; Kim, H. S.*; Kim, S. H.*; Koechl, F.*; Kukushkin, A. S.*; Leonov, V. M.*; Medvedev, S. Yu.*; 村上 匡且*; et al.

Nuclear Fusion, 55(6), p.063019_1 - 063019_8, 2015/05

 被引用回数:15 パーセンタイル:15.33(Physics, Fluids & Plasmas)

The operational space ($$I_p$$-$$n$$) for long pulse scenarios of ITER was assessed by 1.5D core transport modelling with pedestal parameters predicted by the EPED1 code. The analyses include the majority of transport models presently used for interpretation of experiments and ITER predictions. The EPED1 code was modified to take into account boundary conditions predicted by SOLPS for ITER. In contrast with standard EPED1 assumptions, EPED1 with the SOLPS boundary conditions predicts no degradation of the pedestal pressure as density is reduced. Lowering the plasma density to $$n_e sim$$ 5-6 $$times$$ 10$$^{19}$$ m$$^{-3}$$ leads to an increased plasma temperature (similar pedestal pressure), which reduces the loop voltage and increases the duration of the burn phase to $$Delta t_{rm burn} sim$$ 1000 s with Q $$ge$$ 5 for $$I_p ge$$ 13 MA at moderate normalised pressure ($$beta_N sim$$ 2). These ITER plasmas require the same level of additional heating power as the reference Q = 10 inductive scenario at 15 MA. However, unlike the "hybrid" scenarios considered previously, these H-mode plasmas do not require specially shaped q profiles nor improved confinement in the core for the transport models considered in this study. Thus, these medium density H-mode plasma scenarios with $$I_p ge$$ 13 MA present an attractive alternative to hybrid scenarios to achieve ITER's long pulse Q $$ge$$ 5 and deserve further analysis and experimental demonstration in present tokamaks.

論文

Multi-parameter measurement using finite electron temperature effect on laser polarimetry for burning plasma reactor

今澤 良太; 河野 康則; 伊丹 潔

Proceedings of 25th IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2014) (CD-ROM), 6 Pages, 2014/10

レーザー偏光法を用いて核燃焼プラズマの電流密度、電子密度、電子温度を同時に再構築することが可能であること及び総プラズマ電流を測定可能であることを明らかにした。また、ITERのレーザー偏光計測装置で想定されている計測精度に基づき、計測誤差が平衡再構築で得られる分布量の誤差に与える影響を評価した。計測視線数が15でレーザーの波長が1種類(119$$mu$$m)の場合、再構築後の誤差は電流密度、電子密度、電子温度についてそれぞれ12%, 8.4%, 31%であった。誤差を低減する方法として、視線数を増やすことや波長の種類を増やすことが考えられる。波長の種類を増やす場合は、ファラデー効果とコットンムートン効果のカップリングの大きさが異なる波長を適切に選択することが重要である。例えば、15視線$$cdot$$3波長(57, 119, 171$$mu$$m)を用いると、誤差は3.8%, 3.9%, 22%に低減できることを明らかにした。上記の手法をプラズマ制御に適用する場合の課題が再構築に要する計算時間である。本研究では、メッシュレス法に着目し、グラッドシャフラノフ方程式を高速に解く手法を開発した。同一精度の解を得る場合、本手法は有限要素法よりも10$$sim$$100倍程度高速であった。これらは、定常運転を想定した将来の核融合炉への適用が有望な手法である。

論文

Development of tungsten monoblock technology for ITER full-tungsten divertor in Japan

関 洋治; 江里 幸一郎; 鈴木 哲; 横山 堅二; 毛利 憲介; 平井 武志*; Escourbiac, F.*; Kuznetsov, V.*

Proceedings of 25th IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2014) (CD-ROM), 8 Pages, 2014/10

Through R&D for a plasma facing unit (PFU) of a full-tungsten (W) ITER divertor, Japan Atomic Energy Agency (JAEA) succeeded in demonstrating the durability of the W divertor which endured a repetitive heat load of $$20$$ MW/m$$^{2}$$ without macroscopic cracks. At the beginning of this activity, the bonding technology of armor to heat sink was one of the most important key issues in a manufacturing process. JAEA improved the bonding process of the W divertor mock-ups. At first the bonding between the W armor and the copper interlayer (Cu) is performed by using several technologies, such as "Direct casting " or "Diffusion bonding" or "HIP bonding". Then the brazing between the Cu and the cooling pipe is done. Then the rejection rate due to those bonding processes has been significantly been reduced. As a performance test for the bonding and a heat removal capability, the high heat flux (HHF) testing was carried out for 6 small-scale mock-ups for the R&D of the full-W ITER divertor. Moreover, a W part of 4 full-scale prototype PFUs were also tested. In the tests, all of the W monoblocks endured the repetitive heat load of $$10$$ MW/m$$^{2}$$ $$times$$ $$5,000$$ cycles and $$20$$ MW/m$$^{2}$$ $$times$$ $$1,000$$ cycles without the macroscopic crack, which strongly encourages the realization of the full-W divertor target from the start of the operation in ITER. This paper presents the latest R&D activities on the full-W ITER divertor in JAEA.

論文

Integrated modeling of toroidal rotation with the 3D non-local drift-kinetic code and boundary models for JT-60U analyses and predictive simulations

本多 充; 佐竹 真介*; 鈴木 康浩*; 吉田 麻衣子; 林 伸彦; 神谷 健作; 松山 顕之; 篠原 孝司; 松永 剛; 仲田 資季; et al.

Proceedings of 25th IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2014) (CD-ROM), 8 Pages, 2014/10

The integrated framework for toroidal momentum transport is developed, which self-consistently calculates the neoclassical toroidal viscosity (NTV), the radial electric field $$E_r$$ and resultant toroidal rotation together with the scrape-off-layer (SOL) physics-based boundary model. The coupling of three codes, TOPICS, VMEC and FORTEC-3D, can calculate rotation caused by the NTV due to the non-axisymmetric perturbed magnetic field caused by toroidal field coils. It is found that the NTV influences toroidal rotation in JT-60U and $$E_r$$ holds the key to determine the NTV profile. The sensitivity of the toroidal rotation profile to the boundary rotation necessitates the boundary condition modeling. From the measurement in JT-60U, the $$E_r$$ gradient is found to be insensitive at the separatrix. Focusing on $$E_r$$, the boundary model of toroidal momentum is developed in conjunction with the SOL/divertor plasma code. This modeling realizes self-consistent predictive simulations for operation scenario development in ITER.

論文

Extension of kinetic-magnetohydrodynamic model to include toroidal rotation shear effect and its application to stability analysis of resistive wall modes

白石 淳也; 宮戸 直亮; 松永 剛; 本多 充; 林 伸彦; 井手 俊介

Proceedings of 25th IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2014) (CD-ROM), 8 Pages, 2014/10

トカマクプラズマにおいて発生する電磁流体力学(MHD: Magnetohydrodynamics)モードに対する、トロイダル回転シア効果及び運動論的効果を解明するため、運動論的MHDモデルの拡張を行った。回転の効果を含む案内中心ラグランジアンを用いて、運動論的MHDモデルの再定式化を行った。その結果、案内中心の運動がコリオリ力と遠心力の効果を受けて、MHDモードと粒子運動の共鳴によるエネルギー項が拡張されることを示した。また、平衡の分布関数に回転の効果を入れることでも拡張を行った。これらの効果は、従来の運動論的MHDモデルでは見落とされてきた。この拡張された運動論的MHDモデルをトカマク配位における抵抗性壁モード(RWM: Resistive Wall Mode)解析コードMINERVA/RWMaCに実装し、ベンチマークに成功した。また、当コードをJT-60Uを模擬した平衡に応用し、回転シア効果によって、RWMが粒子運動と共鳴してエネルギーが減衰することが明らかになった。

論文

Studies of impurity seeding and divertor power handling in fusion reactor

星野 一生; 朝倉 伸幸; 清水 勝宏; 徳永 晋介

Proceedings of 25th IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2014) (CD-ROM), 6 Pages, 2014/10

The power handling in the divertor is the most crucial issues for a fusion reactor design. In the previous study of development of the power handling scenario for a compact DEMO reactor, further reduction of the target heat load was required even in the case where more than 90% of the exhausted power from the core plasma was radiated by the argon impurity. In this study, the impact of the impurity seeding and the machine specifications on the divertor power handling has been investigated by using the SONIC code. With decreasing the fusion power, the divertor plasma detachment is extended and the target heat load decreases. The SONIC simulation showed the target heat load less than 6 MW/m$$^2$$ for a tungsten mono-block divertor with a ferritic steel water-cooling pipe, at the fusion power less than 2 GW. It is also showed that the impurity radiation fraction on the exhausted power can be reduced to 80% at the fusion power of 2 GW for a copper-alloy water-cooling tube.

論文

Development of divertor simulation research in the GAMMA 10/PDX tandem mirror

中嶋 洋輔*; 坂本 瑞樹*; 吉川 正志*; 大木 健輔*; 武田 寿人*; 市村 和也*; 細井 克洋*; 平田 真史*; 市村 真*; 池添 竜也*; et al.

Proceedings of 25th IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2014) (CD-ROM), 8 Pages, 2014/10

In the large tandem mirror device GAMMA 10/PDX, a divertor simulation experimental module (D-module) with a V-shaped divertor target have been installed in the end-mirror. A massive gas injection of hydrogen and noble gases (argon and xenon) into the D-module during hydrogen plasma irradiation onto the target was performed, and plasma detachment from the target was investigated. Electron temperature measured by Langmuir probe array on the target was significantly reduced from a few tens of eV to $$<$$ 3 eV, and particle flux was also reduced. A bright H$$alpha$$ emission in the upstream region of the D-module and strong reduction near the target were observed by a two-dimensional image of H$$alpha$$ emission in the target observed with a high-speed camera. Molecular activated recombination (MAR) process is expected to contribute to the reduction of the electron temperature and the particle flux.

論文

Multi-time-scale energetic particle dynamics in JT-60U simulated with MHD activity, sources and collisions

Bierwage, A.; 篠原 孝司; 藤堂 泰*; 矢木 雅敏

Proceedings of 25th IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2014) (CD-ROM), 8 Pages, 2014/10

The global nonlinear hybrid code MEGA was extended with a fast ion source and a collision model, so that the formation of the fast ion slowing-down distribution (long time scale, 1ms-1s) and the interaction between the fast ions and MHD waves (short time scale, 0.001-1ms) can be simulated simultaneously. This self-consistent approach, without artificial interfaces, allows to simulate meso-time-scale dynamics (0.1-10ms), such as recurring bursts of MHD activity and the resulting relaxations of the fast ion distribution. When applied to a JT-60U plasma driven by 400 keV negative-ion-based neutral beams (N-NB), the code successfully reproduced experimentally observed bursts of chirping modes. Thus validated, the new multi-time-scale simulations allows for the first time to study the physics of burstiness and frequency chirping in a realistic setting, and first results are presented and discussed. The advances made constitute an important step towards predictive simulations.

論文

Analysis of accident scenarios of a water-cooled tokamak DEMO

中村 誠; 伊庭野 健造*; 飛田 健次; 染谷 洋二; 谷川 尚; Gulden, W.*; 小川 雄一*

Proceedings of 25th IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2014) (CD-ROM), 8 Pages, 2014/10

近年我が国において、加圧水冷却材と固体ペブル増殖ブランケットに基づくトカマク核融合原型炉の設計研究が進んでいる。しかしながら、このタイプの核融合原型炉の安全上の特徴はまだ十分に明らかにされていない。本論文は真空容器内・真空容器外における冷却材喪失事象の熱水力解析について報告するものである。水冷却原型炉の安全上(とりわけ閉じ込め障壁への荷重)について、熱水力解析の結果に基づいて議論する。そのような荷重を低減するための方策についても提案する。

論文

MHD instability excited by interplay between resistive wall mode and stable MHD modes in rotating tokamak plasmas

相羽 信行; 廣田 真*; 松山 顕之; 白石 淳也; Bierwage, A.

Proceedings of 25th IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2014) (CD-ROM), 8 Pages, 2014/10

回転トカマクプラズマ中におけるMHD不安定性の励起メカニズムを数値的に発見した。このメカニズムは抵抗性壁モードと安定なMHDモードとの相互作用である。トカマクプラズマが、負磁気シアアルヴェンモードのような安定な固有モードを持つ場合、この安定なモードのドップラーシフト周波数が0に近づいた際にMHD不安定性が励起される。この不安定化は、固有モードがアルヴェン連続スペクトル中にあっても引き起こされることから、高ベータ定常トカマクプラズマを原型炉などで実現する際には、プラズマの回転周波数帯に安定な固有モードが存在しないように安全係数分布を制御することが重要であることが本研究によって明らかにされた。

口頭

Physics and engineering studies of the advanced divertor for a fusion reactor

朝倉 伸幸; 星野 一生; 宇藤 裕康; 新谷 吉郎*; 徳永 晋介; 清水 勝宏; 染谷 洋二; 飛田 健次; 大野 哲靖*

no journal, , 

ダイバータ設計において、平衡コイルの配置を工夫してダイバータ板への磁力線の連結長を増加する「先進ダイバータ」の検討が注目されている。非常に大きな熱流の低減が求められる原型炉のダイバータ設計への適応を考察するため、コイル配置とプラズマ平衡配位の検討し1-2個のインターリンクコイルを設置することで、小型化したスーパーXダイバータ設計が可能であることを示した。上記のShort-SXDについてダイバータプラズマのシミュレーションを行った。通常と異なるダイバータや磁力線の形状における計算用メッシュの作成を行い、500MWのプラズマ熱流が周辺部に排出される条件で、アルゴンガスを入射することで放射損失パワーを92%程度まで増加することにより、完全非接触ダイバータが生成する結果が得られた。標準磁場形状のダイバータでは同条件で完全非接触ダイバータは得られなかったことから、磁場形状の工夫によるダイバータプラズマ制御の効果をしめした。最大ピーク熱負荷も標準形状のダイバータと比較して10MW/m$$^{2}$$程度に低減できたが、プラズマ熱流よりも再結合プロセスが熱負荷として寄与するため、このプロセスの制御が重要と思われる。

口頭

Development of DC ultra-high voltage insulation technology for ITER NBI

戸張 博之; 花田 磨砂也; 渡邊 和弘; 柏木 美恵子; 小島 有志; 大楽 正幸; 関 則和; 阿部 宏幸; 梅田 尚孝; 山中 晴彦; et al.

no journal, , 

ITERおよびJT-60SAの中性粒子入射装置(NBI)に向けた技術開発の進展を報告する。ITER NBIの高電圧電源用1MV絶縁変圧器開発では、1MVを変圧器から引き出すブッシング開発が課題であった。従来技術では製作不可能な巨大な碍子が必要となったため、新たに絶縁ガスを封入したFRP絶縁管の内部に碍子製の小型コンデンサーブッシングを装着する同軸構造の複合型ブッシングを考案した。これにより安価で入手製の高い1MV絶縁変圧器を実現した。また、直流1MV高電圧導体を真空中に導入するHVブッシング開発では、内部に設置される大面積の円筒電極間の耐電圧特性を詳細に調べ、面積の効果を考慮した絶縁特性をモックアップ試験で明らかにし、HVブッシングの絶縁設計指針を構築した。また、負イオンの長時間生成と加速に向けて、高沸点の流体を用いた負イオン源内のプラズマ電極の温度制御技術の開発、並びに負イオンの偏向を補正する電極を組み込んだ冷却性能強化型負イオン引出部を開発した。その結果、15Aの負イオンビームを100秒生成および従来の2ケタ増となるビームエネルギー密度40MJ/m$$^{2}$$を達成した。

口頭

Simulation of energy-dependent stochastic transport induced by low-order MHD instabilities for runaway electron mitigation

松山 顕之; 矢木 雅敏; 石井 康友; 相羽 信行; 影井 康弘*

no journal, , 

Response of the runaway electron (RE) drift orbit to low-order magnetohydrodynamic (MHD) perturbations has been studied in tokamak plasmas. The tearing and resistive-kink like perturbations are taken into account, which is a possible cause of the re-distribution of REs in the inner core region. The onset of stochastic RE drift orbit is shown to depend strongly on the RE energy. This is due to that for highly relativistic REs, drift resonance of the orbit shift with macroscopic modes is much stronger than what is expected for non-relativistic electrons. It is demonstrated that the drift resonance can cause both the enhancement and the suppression of orbit stochasticity at high energy relevant to disruption-induced REs, depending not only on the perturbation amplitude but also on the phase difference between the modes.

口頭

Evaluation of Lithium Target Facility of IFMIF in IFMIF/EVEDA Project

若井 栄一; 金村 卓治; 近藤 浩夫; 古川 智弘; 平川 康; Micciche, G.*; Heidinger, R.*; Knaster, J.*; 杉本 昌義

no journal, , 

EVEDA (Engineering Validation and Engineering Design Activity) Lithium Test Loop (ELTL) with the world's highest flow rate of 3000 L/min was succeeded in generating a 100 mm wide and 25 mm thick free-surface lithium flow steadily under the IFMIF operation condition of a high-speed of 15 m/s at 523 K in a vacuum of 0.001 Pa, on 5th February 2014, by the design development and optimization of operation condition. This result will greatly advance the development of an accelerator-based neutron source to high energy and high-density as an important key technology for development of fusion reactor materials. Recent related engineering validation and engineering design of lithium facility was also evaluated and the main contents were summarized.

口頭

Prototype development of the ITER EC system with 170 GHz gyrotron

小田 靖久; 梶原 健; 池田 亮介; 大島 克己; 林 一生*; 高橋 幸司; 坂本 慶司; Purohit, D.*; Gandini, F.*; 大森 俊道*; et al.

no journal, , 

To study the operational performance of ITER EC heating and current drive system (H&CD), a mock-up of the ITER mm wave system has been assembled using the high power long gyrotron test stand in JAEA. The prototype system is composed of the primary parts of the EC H&CD system, including: 170 GHz gyrotron, power supply, transmission line (TL) and mock-up of equatorial launcher (EL) and control system. The JAEA test stand is a flexible system with its center piece a frequency-step-tunable gyrotron at 170 GHz/137 GHz/104 GHz. The output beam is radiated to the identical direction from the output window for each frequency, consequently the power was transmitted to the end of the TL at these three frequencies. The system has achieved CW 5 kHz power switching, which demonstrates the compatibility for MHD control of ITER plasma. The modulation was achieved using a novel configuration of the electron beam acceleration power supply. In the experiment, stable 5 kHz of power modulation was demonstrated with minimized spurious frequency excitation at the ramp-up phase of each pulse which satisfied the ITER criteria.

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