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論文

Electron heat diffusivity in radially-bounded ergodic region of toroidal plasma

菅野 龍太郎*; 沼波 政倫*; 佐竹 真介*; 松岡 清吉; 高丸 尚教*

Nuclear Fusion, 58(1), p.016033_1 - 016033_7, 2018/01

 パーセンタイル:100(Physics, Fluids & Plasmas)

摂動磁場による磁気面の破壊を伴う乱れた磁場構造をもつトーラスプラズマ中の電子熱輸送について研究を行った。本論文では、摂動磁場に沿った粒子の平行方向軌道に起因する熱輸送が、捕捉粒子軌道の効果によって低減されることを明らかにした。

論文

Summary of 21st joint EU-US Transport Task Force Workshop (Leysin, September 5-8, 2016)

Mantica, P.*; Bourdelle, C.*; Camenen, Y.*; Dejarnac, R.*; Evans, T. E.*; G$"o$rler, T.*; Hillecheim, J.*; 井戸村 泰宏; Jakubowski, M.*; Ricci, P.*; et al.

Nuclear Fusion, 57(8), p.087001_1 - 087001_19, 2017/08

 被引用回数:1 パーセンタイル:79.99(Physics, Fluids & Plasmas)

本会議報告は2016年9月5日$$sim$$8日にスイス、レザンにて開催されたthe 21st Joint EU-US Transport Task Force Workshopにおける報告と議論をまとめたものである。ワークショップは以下の8つのトピックから構成された: full-F運動論的乱流シミュレーションの進展; 高Z、低Z不純物の輸送、制御、および、プラズマ閉じ込めへの影響; 炉心、周辺輸送への3次元効果(MHD、外部磁場、ステラレータを含む); 予測性の高いプラズマ設計; 電子熱輸送とマルチスケール統合; Scrape-Off Layer(SOL)におけるパワー減衰長の理解; L-H遷移におけるSOLの役割; 乱流計測に対する乱流基礎特性の実証研究。

論文

Validation of liquid lithium target stability for an intense neutron source

近藤 浩夫; 金村 卓治*; 古川 智弘; 平川 康; 若井 栄一; Knaster, J.*

Nuclear Fusion, 57(6), p.066008_1 - 066008_10, 2017/07

 被引用回数:7 パーセンタイル:15.63(Physics, Fluids & Plasmas)

核融合中性子源IFMIFでは重陽子ビームターゲットに液体金属リチウムの壁面噴流(以下Liターゲット)を採用し、リチウムターゲットは真空中(10$$^{-3}$$Pa)を高速(15m/s)で流れ、重陽子との核反応で中性子を発生させるともにビーム入熱(10MW)を除去する。本研究では、リチウムターゲット施設の実証として、リチウムターゲットの安定性をレーザープローブ法により定期的に評価した結果、運転期間を通してリチウムターゲット厚みは要求値1mmを満足し、リチウムターゲット施設の実証を果たした。

論文

Recent advances in modeling and simulation of the exposure and response of tungsten to fusion energy conditions

Marian, J.*; Becquart, C. S.*; Domain, C.*; Dudarev, S. L.*; Gilbert, M. R.*; Kurtz, R. J.*; Mason, D. R.*; Nordlund, K.*; Sand, A. E.*; Snead, L. L.*; et al.

Nuclear Fusion, 57(9), p.092008_1 - 092008_26, 2017/06

 被引用回数:32 パーセンタイル:0.46(Physics, Fluids & Plasmas)

ITER後に計画されているDEMO炉の構造材料は、これまでにないような照射、熱条件にさらされる。このような極限環境を実験的に模擬することはできないが、計算科学的な方法によって材料挙動を研究し実験的方法を補足することができる。高温や照射に対するすぐれた耐性から、タングステンは第一壁やダイバータ等のプラズマ対向面の材料として最善の候補とされている。このレビューではプラズマ対向材および高速中性子に照射されるバルク材としてのタングステンの最近の計算科学によるモデリングの成果についてまとめた。特に、計算科学的な方法によるいくつかの顕著な発見に重点を置き、残された将来の課題を指摘した。

論文

Cross-scale interactions between turbulence driven by electron and ion temperature gradients via sub-ion-scale structures

前山 伸也*; 渡邉 智彦*; 井戸村 泰宏; 仲田 資季*; 石澤 明宏*; 沼波 政倫*

Nuclear Fusion, 57(6), p.066036_1 - 066036_10, 2017/05

 被引用回数:5 パーセンタイル:27.2(Physics, Fluids & Plasmas)

電子およびイオン温度勾配(ETG/ITG)モードを含むマルチスケールプラズマ乱流を電磁的ジャイロ運動論シミュレーションによって調べた。非線形モード結合の3波移行解析により、電子スケールとイオンスケールのスケール間相互作用を明らかにした。この相互作用の1つは、イオンスケール乱流による電子スケール乱流の抑制である。ここで、ITGが駆動する短波長の渦がせん断流れのように作用し、ETG乱流を抑制する。もう一つのスケール間相互作用は、電子スケール乱流の存在下でのイオンスケール乱流の増大である。これは、短波長の帯状流によって引き起こされる。この帯状流はITG乱流における運動論的通過電子の応答によって生成され、剪断によってITG乱流を抑制し、ETG乱流によって減衰される。どちらの場合も、電子スケールとイオンスケールの間のサブイオンスケールの構造が、スケール間相互作用において重要な役割を果たす。

論文

Dependence of pedestal structure on collisionality at fixed beta in JT-60U

浦野 創; 相羽 信行; 神谷 健作; 鎌田 裕; JT-60チーム

Nuclear Fusion, 56(1), p.016005_1 - 016005_8, 2016/01

 被引用回数:3 パーセンタイル:62.22(Physics, Fluids & Plasmas)

トカマクにおける周辺ペデスタル構造は炉心プラズマ全体の閉じ込めや核融合炉の出力に対する境界条件となるため適切な予測とその制御が求められる。これまでに周辺プラズマにおける無次元量による周辺ペデスタル幅の定量化が行われてきており、周辺ペデスタル幅は規格化ポロイダルベータ値の平方根に比例することが知られている。しかし、この無次元量による評価は衝突周波数やプラズマ形状を固定した実験下で行われているため、特に衝突周波数による効果は未だよく分かっていなかった。そこで本研究ではJT-60Uにおいて衝突周波数スキャン実験を実施し、周辺ペデスタル幅の衝突周波数依存性を調べた。衝突周波数を0.04から0.2まで変化させたところ、周辺部で中間域モード数のピーリング=バルーニングモードが不安定化する一方で、周辺ペデスタル幅に大きな差異が見られなかった。しかし、さらに衝突周波数を0.2以上に上げた実験では、周辺ペデスタル幅の増大が観測されており、これは高モード数域のバルーニングモードが不安定化を伴っており、MHD不安定性の発生領域がペデスタル構造に寄与しているという重要な知見を得た。

論文

Thermohydraulic responses of a water-cooled tokamak fusion DEMO to loss-of-coolant accidents

中村 誠; 飛田 健次; 染谷 洋二; 宇藤 裕康; 坂本 宜照; Gulden, W.*

Nuclear Fusion, 55(12), p.123008_1 - 123008_7, 2015/12

 被引用回数:4 パーセンタイル:63.35(Physics, Fluids & Plasmas)

水冷却方式のトカマク核融合原型炉について、真空容器の内外における大規模な冷却材喪失事故を解析した。解析により、そのような事故事象に対する原型炉システムの熱水力応答と、さらに放射性物質の閉じ込め障壁への圧力荷重を明らかにした。この解析結果は、真空容器の内と外における冷却材喪失事故は、それぞれ第1の閉じ込め障壁と最終閉じ込め障壁の健全性を深刻に脅かすことを示唆している。真空容器内冷却材喪失事故については、第1壁トロイダル方向全周破断時において、圧力抑制システムが作動しても、真空容器内圧は設計値まで到達することが分かった。真空容器外冷却材喪失事故については、1次冷却系ギロチン破断に起因するトカマクホールへの圧力荷重は極めて大きく、トカマクホールの健全性を深刻に脅かすことが分かった。論文では閉じ込め障壁への荷重の低減方法について議論した。

論文

JT-60SA superconducting magnet system

小出 芳彦; 吉田 清; Wanner, M.*; Barabaschi, P.*; Cucchiaro, A.*; Davis, S.*; Decool, P.*; Di Pietro, E.*; Disset, G.*; Genini, L.*; et al.

Nuclear Fusion, 55(8), p.086001_1 - 086001_7, 2015/08

 被引用回数:17 パーセンタイル:11.94(Physics, Fluids & Plasmas)

JT-60SAの超伝導マグネットシステムの最大の特徴は、スペース利用の観点から最適化されたコイル構造と高いコイル製作精度の実現をとおして、定常トカマク研究を先導する先進的な実験装置となっている。具体的には、新しい概念であるトロイダルコイルケーシングから分離した外側支持構造の採用により細身のトロイダルコイル形状を可能とした。これにより、詳細なプラズマ測定や柔軟な加熱分布を可能とする大口径ポートの確保を可能とした。また、平衡磁場コイルの製造誤差を最小にする方法を確立し、正確なプラズマ形状/位置制御も可能とした。更に、コンパクトバットジョイントを開発することで中心ソレノイドの占有領域を拡大し、長時間放電の実現に大きく貢献できる設計とした。

論文

The Accomplishment of the engineering design activities of IFMIF/EVEDA; The European-Japanese project towards a Li(d,xn) fusion relevant neutron source

Knaster, J.*; Ibarra, A.*; 井田 瑞穂*; 近藤 恵太郎; 菊地 孝行; 大平 茂; 杉本 昌義; 若井 栄一; 渡邊 和仁; 他58名*

Nuclear Fusion, 55(8), p.086003_1 - 086003_30, 2015/08

 被引用回数:39 パーセンタイル:1.52(Physics, Fluids & Plasmas)

国際核融合材料照射施設(IFMIF)は、現在、日欧間の幅広いアプローチ協定の基で工学実証・工学設計活動(EVEDA)フェーズにおける研究開発か進行中である。工学設計活動(EDA)は2013年夏、予定通りに終了し、IFMIF中間工学設計書(The IFMIF Intermediate Engineering Design Report: IIEDR)を刊行した。先行フェーズに比べ、多くの点で設計の改善が行われた。特に、超伝導加速器の概念により、ビームロスの低減と運転コストの低減が実現された。照射施設の設計においては、照射モジュールと放射線遮蔽構造体を分離することによって、照射試験の柔軟性、遠隔操作機器の信頼性の向上とコストの削減が実現された。刊行されたIFMIF中間工学設計書は、EVEDA事業が開始された2007年より実施されている工学実証活動(EVA)の成果を補完し、建設判断を行うに足る情報を提供する。またさらに、益々増す核融合分野からの要求に合致した次の目標を定める上での基礎となる。

論文

Effects of toroidal rotation shear and magnetic shear on thermal and particle transport in plasmas with electron cyclotron heating on JT-60U

吉田 麻衣子; 本多 充; 成田 絵美*; 林 伸彦; 浦野 創; 仲田 資季; 宮戸 直亮; 竹永 秀信; 井手 俊介; 鎌田 裕

Nuclear Fusion, 55(7), p.073014_1 - 073014_9, 2015/07

 被引用回数:10 パーセンタイル:28.84(Physics, Fluids & Plasmas)

多くのトカマク装置では電子サイクロトロン加熱(ECH)時に熱や粒子の輸送が増大することが観測されており、ITERではECHを伴う運転シナリオの開発にとって重要な課題となっている。この課題を解決するために、JT-60Uの正磁気シアHモード放電、内部輸送障壁を伴う弱磁気シア放電と負磁気シア放電において、ECH印加時に熱及び粒子輸送が増加しない条件を調査した。その結果、トロイダル回転シアが負の大きい値をとる条件では、電子サイクロトロン加熱時のイオン熱輸送の上昇が抑えられることが分かった。この条件は、イオン温度対電子温度の比や、電子加熱パワーに寄らないことを明らかにした。磁気シアが負の値をとる条件では、その値の大きさに寄らず、電子熱輸送と粒子輸送が増加しないことが分かった。これらの結果は、ITERでのECH加熱シナリオの開発や電子加熱が主体となるITER及び原型炉でのプラズマ輸送特性の予知に重要な知見を与える。

論文

Integrated modelling 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.

Nuclear Fusion, 55(7), p.073033_1 - 073033_11, 2015/07

 被引用回数:5 パーセンタイル:55.24(Physics, Fluids & Plasmas)

The integrated simulation framework for toroidal momentum transport is developed, which self-consistently calculates the neoclassical toroidal viscosity (NTV), the radial electric field $$E_r$$ and the resultant toroidal rotation $$V_phi$$ together with the scrape-off-layer(SOL)-physics based boundary model. The coupling of three codes, the 1.5D transport code, TOPICS, the 3D equilibrium code, VMEC and the 3D $$delta f$$ drift-kinetic equation solver, FORTEC-3D, makes it possible to calculate the NTV due to the non-axisymmetric perturbed magnetic field caused by toroidal field coils. Analyses reveal that the NTV significantly influences $$V_phi$$ in JT-60U and $$E_r$$ holds the key to determine the NTV profile. The sensitivity of the $$V_phi$$ profile to the boundary rotation necessitates a boundary condition modelling for toroidal momentum. Owing to the high-resolution measurement system in JT-60U, the $$E_r$$ gradient is found to be virtually zero at the separatrix regardless of toroidal rotation velocities. Focusing on $$E_r$$, the boundary model of toroidal momentum is developed in conjunction with the SOL/divertor plasma code D5PM. This modelling realizes self-consistent predictive simulations for operation scenario development in ITER.

論文

Gyrotron development for high-power, long-pulse electron cyclotron heating and current drive at two frequencies in JT-60SA and its extension toward operation at three frequencies

小林 貴之; 森山 伸一; 横倉 賢治; 澤畠 正之; 寺門 正之; 平内 慎一; 和田 健次; 佐藤 福克; 日向 淳; 星野 克道; et al.

Nuclear Fusion, 55(6), p.063008_1 - 063008_8, 2015/06

 被引用回数:11 パーセンタイル:25.28(Physics, Fluids & Plasmas)

JT-60SAにおける電子サイクロトロン加熱電流駆動(ECH/CD)のため、高出力、長パルス発振を110GHzと138GHzの両方で実現するジャイロトロンを開発した。2周波数で運転可能なジャイロトロンとして、世界で初めて、1MW、100秒間の発振を両周波数で実証した。三極型電子銃を用いてアノード電圧又は電子のピッチファクターの最適化することが、2周波数で高出力と高効率を得るために重要であった。また、本ジャイロトロン内部での損失は、今後の1.5MW以上での発振を想定した場合でも十分に小さいと予測される結果が得られた。さらに、上記2周波数はJT-60SAにおいては第二高調波として入射されるが、基本波として使用可能な82GHzでの発振についても、0.4MWで2秒まで実証した。これらのジャイロトロン開発の成果により、JT-60SAにおけるECH/CD装置の適用可能領域の大幅な拡張に寄与することが期待される。

論文

Progress in long-pulse production of powerful negative ion beams for JT-60SA and ITER

小島 有志; 梅田 尚孝; 花田 磨砂也; 吉田 雅史; 柏木 美恵子; 戸張 博之; 渡邊 和弘; 秋野 昇; 小又 将夫; 藻垣 和彦; et al.

Nuclear Fusion, 55(6), p.063006_1 - 063006_9, 2015/06

 被引用回数:20 パーセンタイル:9.28(Physics, Fluids & Plasmas)

原子力機構では、JT-60SAやITERで利用する中性粒子入射装置の開発に向けて、大型高エネルギー負イオン源による100秒を超える負イオン生成・加速の実証を目指した研究を進めている。まず、JT-60SA用負イオン源の負イオン生成部のプラズマ閉じ込め用磁石配置を変更することにより、生成されたプラズマの密度分布を一様化することに成功した。これにより、引出領域の83%から一様な負イオンビームを生成し、これまでの最高値17Aを大きく超える32Aの負イオン電流を1秒間引き出すことに成功した。この磁場配位とこれまでに開発した長時間負イオン生成用温度制御型プラズマ電極を適用し、さらに負イオン電流のフィードバック制御手法を用いることにより、15Aの大電流負イオンビームを100秒間維持することに成功した。これは、JT-60SAの定格の68%の電流に相当し、パルス幅は定格を満たしている。また、ITER用高エネルギー加速器の開発に向けては、負イオンビームが加速途中で電極に衝突して生じる熱負荷を低減するだけでなく、負イオンと同時に引き出される電子を熱的に除去することが重要であった。今回、冷却構造を改良することにより従来の5倍の電子熱負荷を許容できると共に、残留磁場で偏向する負イオンビームの軌道制御機構を組み合わせて、新しい引出部を開発した。その結果、700keV、100A/m$$^{2}$$の負イオンビームを従来の7倍以上長いパルス幅である60秒間維持することに成功した。

論文

Effects of the radial electric field on the confinement of fast ions in ITER

谷 啓二*; 本多 充; 及川 聡洋*; 篠原 孝司; 草間 義紀; 杉江 達夫

Nuclear Fusion, 55(5), p.053010_1 - 053010_15, 2015/05

AA2014-0355.pdf:2.0MB

 被引用回数:1 パーセンタイル:90.9(Physics, Fluids & Plasmas)

ITERの典型的な運転シナリオにおいて、テスト・ブランケット・モジュール(TBM)およびトロイダル磁場リップルの誤差磁場中でのアルファ粒子およびNBI生成高速イオンの損失に及ぼす径電場効果について、軌道追跡モンテカルロコードと1次元輸送コードを繰り返して用いる手法を適用して評価した。高速イオンに対する径電場効果は、運転シナリオと誤差磁場に強く依存する。径電場は、ITERの比較的高い安全係数分布の9MA運転シナリオ中においてTBM由来誤差磁場に対して重要である。トロイダル磁場リップル中ではいずれの運転シナリオでも径電場効果は小さい。径電場は高速イオンのトロイダル・プリセッション角を変化させ、誤差磁場との共鳴条件を変化させる。このことがITERのTBM誤差磁場中で高速イオンに対する径電場効果の原因と考えられる。

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

Roles of argon seeding in energy confinement and pedestal structure in JT-60U

浦野 創; 仲田 資季; 相羽 信行; 久保 博孝; 本多 充; 林 伸彦; 吉田 麻衣子; 鎌田 裕; JT-60チーム

Nuclear Fusion, 55(3), p.033010_1 - 033010_9, 2015/03

 被引用回数:13 パーセンタイル:19.51(Physics, Fluids & Plasmas)

JT-60UにおけるHモードプラズマへのアルゴン入射効果を調べた。従来のHモードでは密度の増加とともに閉じ込め性能は低下するが、アルゴン入射によって閉じ込め劣化を回避することができる。特に高密度領域ではアルゴン入射によって電子密度分布は中心ピーク型となり、周辺及びコア部の温度が上昇する。アルゴン入射時にはELM周波数が大きく低減するが、これは主プラズマ領域での放射損失の増大によりセパラトリクスを通過するパワーが減少するためである。アルゴン入射による周辺プラズマ圧力自体の増加は小さいことが分かった。

論文

Dynamics of multiple flux tubes in sawtoothing KSTAR plasmas heated by electron cyclotron waves, 2; Theoretical and numerical analysis

Bierwage, A.; Yun, G. S.*; Choe, G. H.*; Nam, Y.*; Lee, W.*; Park, H. K.*; Bae, Y.-S.*

Nuclear Fusion, 55(1), p.013016_1 - 013016_17, 2015/01

 被引用回数:3 パーセンタイル:72.67(Physics, Fluids & Plasmas)

The dynamics of multiple flux tubes in the core of a sawtoothing tokamak plasma are studied numerically. This is motivated by observations of long-lived hot spots in the ECE images of KSTAR plasmas with ECH. Using a empirical source term in a reduced set of MHD equations, it is shown that flux tubes with helicity h=1 are easily produced and survive for the observed time intervals only if the safety factor q is close to unity and the magnetic shear is small. It is shown that under these conditions the spatial localization of ECH may allow it to actively induce the formation of the tubes. Using simulations, we examine how the flux tubes merge and annihilate, and how their dynamics depend on the strength of the drive. We conclude that flux tubes play an important role for the dynamic competition between sources and sinks of thermal and magnetic energy during the sawtooth ramp phase. The development of self-consistent simulation models is motivated and directions for experiments are given.

論文

Drift resonance effect on stochastic runaway electron orbit in the presence of low-order magnetic perturbations

松山 顕之; 矢木 雅敏; 影井 康弘; 中島 徳嘉*

Nuclear Fusion, 54(12), p.123007_1 - 123007_14, 2014/12

 被引用回数:7 パーセンタイル:48.08(Physics, Fluids & Plasmas)

The stochastization mechanisms of such high-energy RE drift orbits are investigated by 3D orbit following in tokamak plasmas. Drift resonance is shown to play an important role indetermining the onset of stochastic drift orbits for different electron energies, particularly in cases with low-order perturbations that have radially global eigenfunctions. The drift resonance due to the coupling between the cross-field drift motion with radially global modes yields a secondary island structure in the RE drift orbit. Only for highly relativistic REs, the widths of secondary drift islands are comparable with those of magnetic islands due to the primary resonance, thus the stochastic threshold becoming sensitive to the RE energy. Because of poloidal asymmetry due to toroidicity, the thresholdbecomes sensitive not only to the relative amplitude but also to the phase difference between the modes.

論文

Actively convected liquid metal divertor

嶋田 道也; 廣岡 慶彦*

Nuclear Fusion, 54(12), p.122002_1 - 122002_7, 2014/12

 被引用回数:18 パーセンタイル:15.86(Physics, Fluids & Plasmas)

核融合炉のダイバータ材料に最も有望なものとしてタングステンが検討されている。タングステン・ダイバータはITER実験炉の熱負荷には耐えられるものの、原型炉レベルの熱負荷を処理することは困難である。またディスラプション等に伴って短時間に膨大な熱負荷が生じた場合、溶融し再固化した後タングステン表面に凹凸が生じるため処理可能な熱負荷が著しく劣化する可能性がある。さらにタングステンは延性脆性遷移温度が摂氏400度と高く、中性子照射によりさらに上昇して亀裂を生じる懸念がある。そこで液体金属をダイバータ材料として用い、磁場に垂直の電流を液体金属中に流すことにより液体金属を循環させることを提案する。液体金属の流速が0.3m/s程度あれば、原型炉レベルの熱負荷を処理することが可能である。MHD方程式を円筒座標系で検討し、電極に印加する電圧は数ボルト程度で十分であること、隣接するダイバータ・モジュールの間に絶縁版を設置し、電圧の立ち上げを1分程度かけて行えば、電極あたりの電流は数アンペアに抑制できることを示した。この初期的解析により、この新しいダイバータ概念が更なる検討に値することを示した。

論文

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

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

Nuclear Fusion, 54(11), p.114005_1 - 114005_14, 2014/11

 被引用回数:9 パーセンタイル:38.71(Physics, Fluids & Plasmas)

A cooperation framework for analyses and predictions of the neoclassical toroidal viscosity (NTV) and the resultant toroidal flow is developed among the TOPICS, VMEC and FORTEC-3D codes. With the real geometry in JT-60U taken into account, it is found that the NTV is one of the cardinal torque sources especially in the edge region irrespective of the insertion of the ferritic steel tiles (FSTs) that reduce the toroidal field ripple amplitude and it is essential to numerically reproduce the measured toroidal rotation profile in the edge. The up-down asymmetric component of the NTV is damped due to the FSTs and the NTV profile correlates with the profile of the radial electric field $$E_r$$. Predictive simulations for JT-60SA H-mode scenarios are also performed to investigate the effects of the NTV on toroidal rotation. The NTV reversal is observed in the pedestal region where the steep pressure gradient is formed, due to the dependence of the NTV on $$E_r$$.

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