Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
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
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
3波長(57, 119, 171m)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
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。
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 
MW/m
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 
MW/m 
cycles and MW/m 
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.
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 
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 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 gradient is found to be insensitive at the separatrix. Focusing on , 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.
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。
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
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.
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
emission in the upstream region of the D-module and strong reduction near the target were observed by a two-dimensional image of H 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.
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.
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。
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。
