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星野 一生; 藤間 光徳*; 清水 勝宏; 仲野 友英; 畑山 明聖*; 滝塚 知典
Proceedings of 23rd IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2010) (CD-ROM), 6 Pages, 2011/03
トロイダル回転トカマクプラズマにおける高Z不純物輸送について解析的・数値的に調べた。トロイダル回転プラズマ中では、粒子軌道に沿った電離・再結合過程に起因して内向きピンチが回転の方向によらず起こることを示した。このピンチ機構は径電場により大きくなる。さらに、背景プラズマとのクーロン衝突を通して、外向き径電場の場合外向きピンチが、内向き径電場の場合内向きピンチがそれぞれ起こることを導いた。プラズマ電流に対して逆方向にトロイダル回転している場合、これらのピンチの向きは内向きであるため、高Z不純物の蓄積が起こる。一方、正回転の場合、外向き径電場に起因する外向きピンチは、電離・再結合過程に起因する内向きピンチにより緩和される。このような傾向は、JT-60Uで観測されたトロイダル回転に対するタングステン不純物の蓄積傾向と一致する。
Labit, B.*; Pochelon, A.*; Rancic, M.*; Piras, F.*; Bencze, A.*; Bottino, A.*; Brunner, S.*; Camenen, Y.*; Chattopadhyay, P. K.*; Coda, S.*; et al.
Proceedings of 23rd IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2010) (CD-ROM), 8 Pages, 2011/03
We present recent results on turbulence measurements in TCV L-mode plasmas. The transport reduction at negative triangularity (compared to positive triangularity) is reflected in the reduction of the temperature fluctuation level, in the low frequency part of the spectrum (30-150 kHz), measured by correlation ECE in the outer equatorial plane. The TEM induced transport computed from nonlinear gyrokinetic simulations is shown to decrease with decreasing triangularity and increasing collisionality. First results of an experimental scenario to reach the H-mode regime at negative triangularity in TCV are presented. Then, we report on an innovative divertor magnetic configuration: the snowflake (SF) divertor as opposed to the classical single-null (SN) divertor. For ELMy SF plasmas, the strike-point properties (density, temperature, fluctuation level,...) are studied with Langmuir probes (LPs) and compared with those of a SN configuration obtained within the same discharge.
柏木 美恵子; 谷口 正樹; 小島 有志; 大楽 正幸; 花田 磨砂也; Hemsworth, R. S.*; 水野 貴敏*; 武本 純平; 田中 政信*; 田中 豊*; et al.
Proceedings of 23rd IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2010) (CD-ROM), 8 Pages, 2011/03
原子力機構の多孔多段加速器では、ITERの中性粒子入射装置に必要な1MeV, 200A/m
の負イオンビーム加速を目指している。耐電圧試験では、加速器の耐電圧は理想的な電極の耐電圧の半分程度であることがわかった。複雑な構造を有する電極や電極支持部の局所的な電界集中が問題であると考え、電極間ギャップを延長し、電極支持部の端部の曲率を大きくして電界集中を抑えた。その結果、真空耐電圧が改善し、1MVで4000秒の電圧保持を達成した。ビーム加速でも、従来の796keV, 0.32A (140A/m)から879keV, 0.36A (157A/m)に大きく進展した。一方、ビーム加速試験では、磁場とビーム間の空間電荷反発によりビームが曲げられて電極に衝突し、ビームエネルギー・電流減少の原因となっていた。3次元ビーム解析において、このビームの偏向量を明らかにして孔ずれと電界補正板を用いたビーム偏向補正方法を設計し、加速器試験でこの補正法が有効に機能することを確認した。
若井 栄一; 菊地 孝行; 小河原 貴史; 木村 晴行; 横峯 健彦*; 木村 晃彦*; 野上 修平*; 栗下 裕明*; 齋藤 正博*; 西村 新*; et al.
Proceedings of 23rd IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2010) (CD-ROM), 6 Pages, 2011/03
国際核融合材料照射施設(IFMIF)の工学実証と工学設計活動(EVEDA)の日本の試験施設系活動は照射後試験(PIE)施設の工学設計,微小試験片試験技術と高中性子束領域試験モジュール(HFTM)の工学設計の3テーマがあり、本研究ではこの最近の進捗状況をまとめたものである。PIE施設の工学設計においては各種作業プロセスの機能性解析を行い、照射後試験施設のレイアウト図を作成した後、2次元と3次元の設計モデルを作成した。HFTMの工学設計では、本ヒーター材料としてW-3Re合金とSiC/SiC複合材料の2種類を選択したが、これは高温材料であること、また、製作技術を考慮するとともに、熱衝撃耐性,高温での再結晶化,延性,照射劣化耐性や低放射化材料のような適正な特性を持つ材料であるからである。一方、微小試験片試験技術においては、10mm角程度の微小な破壊靭性試験片を試験できるように装置を設計し、高精度に変位と荷重を制御できる装置を開発した。
井戸村 泰宏; Jolliet, S.; 吉田 麻衣子; 浦野 創
Proceedings of 23rd IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2010) (CD-ROM), 8 Pages, 2011/03
大域的ジャイロ運動論的トロイダル5次元オイラーコードGT5Dを用いてイオン温度勾配駆動(ITG)乱流におけるトロイダル回転と安全係数qの影響を調べた。回転スキャン数値実験ではトロイダル回転に依存して径電場Erが変化する。Er分布によって局所的な輸送レベルは影響を受けるが、そのシア率が平均的に同程度であれば大域的な輸送特性は変化しない。qスキャン数値実験では大きなqにおいて乱流輸送が大きく増大する。ここで、qが大きいとErシアによる線形ITGモードの安定化効果が弱まることがわかった。イオン熱輸送と非拡散的な運動量輸送の両方が増大する。前者によりイオン温度勾配が低下するのに対し、後者はより大きな内側への運動量束、および、プラズマ炉心の電流方向の自発回転をもたらす。
n EigenmodesLesur, M.*; 井戸村 泰宏; 篠原 孝司; Garbet, X.*
Proceedings of 23rd IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2010) (CD-ROM), 8 Pages, 2011/03
周波数掃引を伴うAlfvn固有モード(周波数掃引AE)をBerk-Breizman(BB)モデルで解析した。周波数掃引非線形解を与える運動論的パラメータ領域を同定し、新たな準周期的周波数掃引領域を発見した。ここで、周波数掃引事象の準周期は線形成長率に依存する。実験とBBモデルの非線形周波数掃引特性をフィッティングすることにより線形駆動率や外部減衰率といった基礎的な運動論的パラメータを評価した。この手法をJT-60UのトロイダルAEに適用し、モードが臨界安定よりかなり不安定な状態にあることがわかった。2つの衝突モデルを比較し、実験の非線形特性を再現するには動的摩擦と速度空間拡散が必要であることがわかった。実験において計測された摂動振幅の成長率、および、減衰率を再現し、実験の平衡分布データから衝突周波数を評価することによって解析結果を検証した。
Peeters, A. G.*; Angioni, C.*; Bortolon, A.*; Camenen, Y.*; Casson, F. J.*; Dubal, B.*; Fiederspiel, L.*; Hornsby, W. A.*; 井戸村 泰宏; Kluy, N.*; et al.
Proceedings of 23rd IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2010) (CD-ROM), 13 Pages, 2011/03
Toroidal momentum transport mechanisms are reviewed and put in a broader perspective. The generation of a finite momentum flux is closely related with the breaking of symmetry along the field. The symmetry argument allows for the systematic identification of possible transport mechanisms. Those that appear to lowest order in the normalized Larmor radius (the diagonal part, Coriolis pinch, E
B shearing, particle flux, and up-down asymmetric equilibriums) are reasonably well understood. At higher order, thought to be of importance in the plasma edge, the theory is still under development.
村上 和功*; Park, J. M.*; Giruzzi, G.*; Garcia, J.*; Bonoli, P.*; Budny, R. V.*; Doyle, E. J.*; 福山 淳*; 林 伸彦; 本多 充; et al.
Proceedings of 23rd IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2010) (CD-ROM), 8 Pages, 2011/03
Recent progress on ITER steady-state scenario modeling by the ITPA-IOS group is reviewed. Code-to-code benchmarks as the IOS group's common activities for the two steady-state scenarios (weak shear scenario and internal transport barrier scenario) are reviewed. These are discussed in terms of transport and kinetic profiles, heating and CD sources using various transport codes.
本多 充; 滝塚 知典; 飛田 健次; 松永 剛; 福山 淳*; 小関 隆久
Proceedings of 23rd IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2010) (CD-ROM), 8 Pages, 2011/03
The mechanism of a torque intrinsically produced by alpha particles and the subsequent possibility to create significant toroidal rotation and shear are investigated. In DEMO plasmas, an orbit-following Monte Carlo code OFMC predicts that the profile of a collisional torque is influenced near the magnetic axis by a reversed magnetic shear configuration, while that of a 
torque is not. It is found that the gradient of the source profile of alpha particles produces the co-directed collisional torque and a counter-directed torque, and both torques virtually cancel each other out in the central region of the plasma. A non-negligible torque shear and resulting toroidal rotation in the co-direction are obtained in a weakly reversed-shear configuration, but the estimated rotation velocity is below the threshold to stabilize resistive-wall modes through intrinsic alpha-driven torque alone.
若狭 有光*; 福山 淳*; 村上 定義*; 三木 真幸*; 横山 雅之*; 佐藤 雅彦*; 登田 慎一郎*; 舟場 久芳*; 田中 謙治*; 居田 克巳*; et al.
Proceedings of 23rd IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2010) (CD-ROM), 8 Pages, 2011/03
An integrated transport simulation code for helical plasmas, TASK3D, is developed and applied to LHD plasmas. Neoclassical transport in helical plasmas is evaluated by the neutral-network-based neoclassical transport database, DGN/LHD. Five anomalous transport models are included and the estimated temperature profiles with experiments are compared. We also take into account the differential equation for the radial electric field 
into TASK3D. The obtained electron and ion thermal diffusivities with the Alcator, Bohm, and gyro-Bohm models indicate anomalous thermal transport dominates for electrons, while neoclassical thermal transport plays a crucial role for ions. TASK/TX, solving surface-averaged multi-fluid equations, is also applied to the LHD plasma to examine the time evolution of and plasma rotation. The transition between the electron and ion roots, and the radial structure of has been demonstrated self-consistently.
Imbeaux, F.*; Basiuk, V.*; Budny, R.*; Casper, T.*; Citrin, J.*; Fereira, J.*; 福山 淳*; Garcia, J.*; Gribov, Y. V.*; 林 伸彦; et al.
Proceedings of 23rd IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2010) (CD-ROM), 8 Pages, 2011/03
In order to prepare adequate current ramp-up and ramp-down scenarios for ITER, present experiments from various tokamaks have been analysed by means of integrated modelling in view of determining relevant heat transport models for these operation phases. The most accurate heat transport models are then applied to projections to ITER current ramp-up, focusing on the baseline inductive scenario (main heating plateau current of Ip = 15 MA). These projections include a sensitivity studies to various assumptions of the simulation. Recent examples of such simulations, involving coupled core transport codes, free boundary equilibrium solvers and a poloidal field (PF) systems controller are described in the second part of the paper, focusing on ITER current ramp-down.
Walsh, M.*; Andrew, P.*; Barnsley, R.*; Bertalot, L.*; Boivin, R.*; Bora, D.*; Bouhamou, R.*; Ciattaglia, S.*; Costley, A. E.*; Counsell, G.*; et al.
Proceedings of 23rd IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2010) (CD-ROM), 8 Pages, 2011/03
The ITER device is currently under construction. To fulfil its mission, it will need a set of measurement systems. These systems will have to be robust and satisfy many requirements hitherto unexplored in Tokamaks. Typically, diagnostics occupy either a removable item called a port plug, or installed inside the machine as an intricate part of the overall construction. Limited space availability has meant that many systems have to be grouped together. Installation of the diagnostic systems has to be closely planned with the overall schedule. This paper will describe some of the challenges and systems that are currently being progressed.
Mayoral, M.-L.*; Bobkov, V.*; Colas, L.*; Goniche, M.*; Hosea, J.*; Kwak, J. G.*; Pinsker, R.*; 森山 伸一; Wukitch, S.*; Baity, F. W.*; et al.
Proceedings of 23rd IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2010) (CD-ROM), 11 Pages, 2011/03
ITERにおけるイオンサイクロトロン周波数帯(ICRF)加熱装置の最大入射パワーは、アンテナにいかなる設計を採用したとしても、スクレイプオフ層の密度分布に強く依存する。ガス入射によってスクレイプオフ層の密度分布を能動的に制御することで、主プラズマ周辺密度の変化によるICRF波の結合状態の変化を最小化できると考えられている。この手法の特性をさらに詳しく調べるために、国際トカマク物理活動(ITPA)が調整した共同実験が行われた。この実験に参加したすべてのトカマクにおいて、ガス入射を用いたスクレイプオフ層の密度上昇によって結合の改善が得られた。アンテナ前面の密度を上昇させるツールとしてのガス入射の有効性は、広い範囲の実験条件すなわちさまざまなガス入射位置やさまざまなプラズマ形状に対して証明された。また、プラズマ閉じ込めへの有害な影響やアンテナ近傍での有害な相互作用は観測されなかった。
白石 淳也; 徳田 伸二*
Proceedings of 23rd IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2010) (CD-ROM), 8 Pages, 2011/03
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(RWM: Resistive Wall Mode)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、回転が本質的となる場所(有理面,共鳴面,プラズマ表面等)を明らかにするために、安定性解析における接続問題を拡張してきた。回転の効果を取り入れると、接続問題で中心的役割を果たすNewcomb方程式(RWMの共鳴が起きない領域を支配する)は一般化される。回転によるDopplerシフトにより、Newcomb方程式の特異点は分離する。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は回転周波数をもつため共鳴面が特異点からずれる。回転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、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。さらに、この一般化された接続問題に対する解析的な理論を構築し、数値計算結果の解釈を行う。
Sn conductors for ITER Toroidal Field coils高橋 良和; 礒野 高明; 濱田 一弥; 布谷 嘉彦; 名原 啓博; 松井 邦浩; 辺見 努; 河野 勝己; 小泉 徳潔; 押切 雅幸; et al.
Proceedings of 23rd IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2010) (CD-ROM), 8 Pages, 2011/03
ITER計画において、原子力機構はトロイダル磁場(TF)コイル用NbSn導体の調達を行っている。製造しているNbSn素線の量は、これまでの経験と比較して非常に大きく、要求されている超伝導性能はITERの工学設計活動(EDA)において製作・試験されたモデルコイルの性能と比較して非常に高いものであり、素線製造において、品質管理技術が重要である。導体製造技術においては、精度の高い外径寸法及びジャケットの溶接部において高い気密性が要求されているため、総合的な品質管理技術が要求される。2010年1月に導体製作装置が完成し、760mの銅ダミー導体が成功裏に製作され、導体製造技術が適正なものであることが立証された。そこで、2010年3月より、TFコイル用導体の製造を開始した。これらの技術の要点を記述する。
B flow on gyrokinetics宮戸 直亮; Scott, B. D.*; 徳田 伸二*; 矢木 雅敏
Proceedings of 23rd IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2010) (CD-ROM), 8 Pages, 2011/03
相空間ラグランジアンに対するリー変換を用いた摂動法と場の理論に基づき、粒子相空間から案内中心相空間への変換を修正することで、標準的なオーダリングを越えた強いEB流を伴う簡約化運動論モデルを構築した。その案内中心ラグランジアンのシンプレクティック部分は標準的なものと形式的に同じであり、強い流れのない標準モデルの自然な拡張と見なすことができる。標準モデルとの比較により、このモデルの様相を明らかにし、流れの影響を議論する。流速が亜音速の場合の一般的な粒子流体モーメントの押し出し表現を導いた。また、変分的な方法により、流速が音速である場合の粒子密度についての表現を導き、簡約化準中性条件に流れによる補正が現れることを発見した。
plasmas松永 剛; 相羽 信行; 篠原 孝司; 坂本 宜照; 武智 学; 鈴木 隆博; 朝倉 伸幸; 諫山 明彦; 大山 直幸; 吉田 麻衣子; et al.
Proceedings of 23rd IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2010) (CD-ROM), 8 Pages, 2011/03
In the JT-60U wall-stabilized high-
plasmas, interactions between MHD instabilities have been observed. It is observed that an energetic particle driven wall mode (EWM) triggers an edge localized mode (ELM). When the EWM appears, type-I ELM crashes are synchronized with EWM bursts. The EWM-triggered ELMs have a higher frequency and less energy release than those of usual type-I ELMs. This interaction mainly occurs when the EWM with a large amplitude appears. In the SOL region, several measurements indicate ion losses induced by the EWM. Abrupt ion losses through the edge can increase as local pressure gradient at the pedestal that determines the edge stability. Moreover, another interaction that an EWM-triggered ELMs excites marginal resistive (RWM) is observed. Just after the EWM-triggered ELM, an 
distortion appears and decays soon. It is considered that an impact of the induced ELM can excite the marginally stable RWM.
林 伸彦; Parail, V.*; Koechl, F.*; 相羽 信行; 滝塚 知典; Wiesen, S.*; Lang, P.*; 大山 直幸; 小関 隆久; JET-EFDA Contributors*
Proceedings of 23rd IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2010) (CD-ROM), 8 Pages, 2011/03
Two integrated core / scrape-off-layer (SOL) / divertor transport codes TOPICS-IB and JINTRAC with links to MHD stability codes have been coupled with models of pellet injection to clarify effects of pellet on the behavior of edge localized modes (ELMs). The energy absorption by pellet and its further displacement due to EB drift as well as transport enhancement by the pellet were found to be able to trigger the ELM. The ablated cloud of pellet absorbs the background plasma energy and causes the radial redistribution of pressure due to the subsequent EB drift. On the other hand, the sharp increase in local density and temperature gradients in the vicinity of ablated cloud could cause transient enhancement of heat and particle transport. Both mechanisms produce a region of an increased pressure gradient in the background plasma profile within the pedestal, which triggers the ELM. The mechanisms have the potential to explain a wide range of experimental observations.
清水 勝宏; 滝塚 知典; 星野 一生; 本多 充; 林 伸彦; 高山 有道*; 福山 淳*; 矢木 雅敏*
Proceedings of 23rd IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2010) (CD-ROM), 6 Pages, 2011/03
コア輸送とスクレイプオフ層/ダイバータでの輸送の統合モデリングを開発した。これによって、高閉じ込めコアプラズマと非接触プラズマが両立する放電シナリオについて研究することが可能となった。1.5次元コア輸送コード(TOPICS-IBとTASK)と2次元ダイバータコード(SONIC)を統合化するため、新しいMPMD並列計算システムを導入した。モンテカルロ計算を含んだ統合コードに対して、本システムは効率的なシミュレーションの実行が可能である。この統合コード(TOPICS-IB/SONIC)を用いたシミュレーション解析により、JT-60SA装置のHモード遷移に伴うダイバータの熱負荷特性を明らかにした。ELM崩壊後のダイバータ特性の過渡的挙動についても調べた。
Scott, B. D.*; Da Silva, F.*; Kendl, A.*; 宮戸 直亮; Ribeiro, T.*
Proceedings of 23rd IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2010) (CD-ROM), 8 Pages, 2011/03
ジャイロ運動論に基づくトカマク端乱流の理論及びシミュレーションの進展について報告する。強いEB流の存在する場合のジャイロ運動論的ラグランジアンの新しい定式化を構築した。それは従来から用いられてきた形式及び簡約化MHDモデルと対応づけが可能である。粒子,運動量,エネルギー及びエントロピーの保存が理論的に示され、シミュレーションにおいても確認された。新古典輸送及びMHD平衡が分布関数全体(total-f)を電磁的に解くシミュレーションモデルFEFIを用いて再現された。摂動分布関数(delta-f)によるジャイロ運動論的周辺乱流シミュレーションを局所的な磁束チューブモデルdelta-FEFIを用いて各磁気面で行い、プラズマ端-炉心の境界領域における結果を示す。また、現在進行中のELM崩壊シナリオのジャイロ流体における研究も報告する。ペデスタル部におけるブートストラップ電流が不安定モード・乱流にどのような影響を与えるかを考察する。
