Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
山極 満; Koga, J. K.; 石田 真一
Proc. of 24th European Physical Society Conf. on Controlled Fusion and Plasma Physics, 21A, p.517 - 520, 1997/00
JT-60Uトカマクでは、エネルギー90keVビーム入射により炭素不純物温度の計測値として45keVが得られたが、このような高イオン温度プラズマにおける主プラズマイオン(重水素)温度を評価するために、非線形フォッカープランクコードを適用した。その結果、重水素のバルク温度は炭素温度を上回ること、従って、不純物温度計測はイオン温度に関して過大評価とならないことを見いだした。一方、重水素速度分布関数の平均エネルギーに基づく実効イオン温度は炭素温度にほぼ等しくなること、及び、重水素-重水素核融合反応特性が炭素温度のマクスウェル分布によって与えられる値にほぼ一致することより、炭素温度を等価的なイオン温度とみなせることを示した。
Neudatchin, S. V.*; 白井 浩; 滝塚 知典; 藤田 隆明; 竹治 智; 伊世井 宣明; 石田 真一; 鎌田 裕
Proc. of 24th European Physical Society Conf. on Controlled Fusion and Plasma Physics, 21A, p.497 - 500, 1997/00
JT-60Uの通常磁気シア及び反転磁気シアプラズマにおける内部輸送障壁(ITB)形成時の局所熱輸送解析を行った。ITBの幅は狭いため、ITB内部には電子温度及びイオン温度の測定点が1ないし2点しか存在しない。このためITB内部の熱拡散係数Xの評価は大きな誤差を伴っていた。本研究では、プラズマを主半径方向に時間とともに移動させる際の、温度測定点がITBを横切る移動に着目したXの評価法を確立し、ITB内部のXは外部領域の1/10程度であることを明らかにした。またITBの境界の位置を従来より精度よく同定した。
飛田 健次; 濱松 清隆; 原野 英樹*; 西谷 健夫; 谷 啓二; 草間 義紀; 滝塚 知典; S.Putvinski*
Proc. of 24th European Physical Society Conf. on Controlled Fusion and Plasma Physics, 21A, p.717 - 720, 1997/00
負磁気シアプラズマでは通常磁気シアに比べ高速イオンの粒子損失が多いことを明らかにした。粒子損失はトロイダル磁場のリップルとともに増大することから、リップル輸送が粒子損失の原因となっていることが示唆される。軌道追跡モンテカルロコードを用いたシミュレーションの結果は実験結果に一致し、リップル輸送が粒子損失を引き起こしていることを裏づける。このコードを用いてITERの負磁気シア運転におけるアルファ粒子損失を評価した。この結果、アルファ粒子損失は25%程度となり、このときの第一壁への熱負荷は最大3.7MW/m
に達する。ITERの真空容器に磁性体を装着すると最大熱負荷は1MW/mまで下がり、第一壁の熱負荷限界(5MW/m)を十分下回ることがわかった。
前田 満*; 上原 和也; 雨宮 宏*
Proc. of 24th European Physical Society Conf. on Controlled Fusion and Plasma Physics, 21A, p.709 - 712, 1997/00
トカマク周辺領域では、プラズマ輸送に対してイオン温度は重要な因子となる。われわれはこれまでJFT-2Mにおいて、おもに非対称ダブルプローブ法により周辺プラズマの温度計測を行ってきた結果、イオン温度が電子温度よりも上回ることを明らかにした。本方法は、非対称ダブルプローブを磁場中で回転させプローブ円筒軸が磁力線に平行になった位相での両電極のイオン飽和電流の比からイオン温度を求めるものである。今回、位相が垂直になった場合のデータを解析することによって、周辺プラズマのイオンの流れに関する知見が得られ、プラズマ流速の計測にも適用範囲を拡張できた。このようなプラズマの流れはその程度に依存してイオン輸送や周辺プラズマに影響を与えることが予想され、周辺プラズマの解明に役立つものと考えられる。
玉井 広史; 木島 滋; 朝倉 伸幸; 伊丹 潔; 逆井 章; 細金 延幸; 東島 智; JT-60チーム
Proc. of 24th European Physical Society Conf. on Controlled Fusion and Plasma Physics, 21A, p.493 - 496, 1997/00
JT-60Uの放射冷却ダイバータプラズマにおいて、放射冷却のためにパフするガスの種類を変えてダイバータ放射損失量を比較した。冷却効率もリサイクリング率も高いネオンを用いた場合、最も少ないパフ量でダイバータ放出損失量を高めることができたが、同時に主プラズマ領域へのネオンの流入による主プラズマの放射損失の増大が観測された。通常シアのELM付Hモードでは、ダイバータ領域での放射損失増加に伴い分布のピークはX点の方向に移動し、やがてMARFEの発生による周辺プラズマの不安定性をもたらす。一方、逆転シア配位では、分布のピークがX点を越えてセパラトリクスの内側まで移動した状態でダイバータ放射損失量の高い状態で安定に維持される。一方、閉じ込めの改善度はダイバータ放射冷却の増加とともにいずれの配位でも劣化しており、改造ダイバータの重要課題の一つとして解明が期待される。