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Bae, Y. S.*; Park, Y. M.*; Kim, J. S.*; Han, W. S.*; Kwak, S. W.*; Chang, Y. B.*; Park, H. T.*; Song, N. H.*; Chang, D. H.*; Jeong, S. H.*; et al.
Proceedings of 23rd IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2010) (CD-ROM), 9 Pages, 2011/03
中性粒子入射(NBI)システムは、韓国超伝導トカマク先進研究装置(KSTAR)における高性能運転と長パルス運転のためのイオン加熱と電流駆動を行うように設計された。KSTAR用NBIは2つのビームラインで構成されている。各々のビームラインはイオン源1台あたり最大ビームエネルギー120keVで重水素中性粒子ビームパワー2.5MW以上を入射できるよう設計されたイオン源を3台内蔵している。したがって、KSTAR用NBIシステムの最終目標は2つのビームラインで重水素中性粒子ビームパワー14MW以上の入射を目指している。NBIシステムの計画に則り、各々のコンポーネントとサブシステムの試運転を含めた2010年活動においては、最初のNBIシステムにより、KSTARトカマク・プラズマへ1台のイオン源からビーム入射を行うことである。この論文では、1台のイオン源を用いた最初のNBIシステムの建設と調整運転について紹介する。
篠原 孝司; Kurki-Suonio, T.*; Spong, D.*; Asunta, O.*; 谷 啓二*; Strumberger, E.*; Briguglio, S.*; G
nter, S.*; Koskela, T.*; Kramer, G.*; et al.
Proceedings of 23rd IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2010) (CD-ROM), 8 Pages, 2011/03
Within the ITPA Topical Group on Energetic Particles, we have investigated the impact of the axisymmetry breaking of the tokamak in ITER. First, the validity of using a 2D equilibrium was investigated: a 3D equilibrium was reconstructed using the VMEC code, and it was verified that no 3D equilibrium reconstruction is needed but it is sufficient to add the vacuum field perturbations onto an 2D equilibrium. Then the alpha particle confinement was studied using ASCOT, and F3D OFMC codes. The distribution of the power load was found to depend on the first wall shape. We also made the first attempt to accommodate the effect of fast ion related MHD on the wall loads in ITER using the HMGC and ASCOT codes. The peak power flux to the wall was found to increase by an order of magnitude. Furthermore, the effect of the ELM mitigation field on the fast ion confinement was addressed by simulating NBI ions with the F3D OFMC code. The loss power fraction of NBI ions was found to increase from 0.3% to 5.6%.
小島 有志; 花田 磨砂也; 田中 豊*; 河合 視己人*; 秋野 昇; 椛澤 稔; 小又 将夫; 藻垣 和彦; 薄井 勝富; 佐々木 駿一; et al.
Proceedings of 23rd IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2010) (CD-ROM), 8 Pages, 2011/03
JT-60N-NBIの負イオン源は今まで耐電圧性能が低く、入射パワーが制限されているのが問題であった。そこで、加速電極の間隔を拡げて、負イオン源内の最短の真空絶縁距離である支持枠角部の電界集中を低減した結果、単段の要求性能を超える200kVを保持することに成功し、設計指標となっていた大型の負イオン源では小型電極よりも6から7倍程度長い真空絶縁距離が必要であることが明らかになった。その理由として電極の面積が100倍異なることだけでなく、1080個もある電極孔や支持枠等の局所電界の電界分布が影響していることが小型電極の実験結果から予測される。そして、1/5のビーム引き出し領域からビーム加速試験を実施した結果、従来420keVが最高であったビームエネルギーを最高507keVまで上昇させることに成功した。ギャップ長を増加させたことによりビーム光学が劣化して電極熱負荷が増大することが懸念されたが、今回のギャップ長の範囲ではビーム光学の劣化がないことを確認した。これらの結果はJT-60SAやITERのNBIにおける耐電圧設計に大きく貢献するものである。
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 E
B 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.
戸張 博之; 井上 多加志; 花田 磨砂也; 大楽 正幸; 渡邊 和弘; 梅田 尚孝; 谷口 正樹; 柏木 美恵子; 山中 晴彦; 武本 純平; et al.
Proceedings of 23rd IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2010) (CD-ROM), 8 Pages, 2011/03
ITER NBI用高電圧(HV)ブッシングは、ガス絶縁方式である-1MV高圧電源伝送系と真空中に設置する負イオン源及び静電加速器の間の圧力隔壁であり、かつ電力を絶縁導入する重要な機器である。原子力機構では、これまでに5段重ねのHVブッシングの絶縁材に用いる世界最大(外径1.56m)の大口径セラミックの開発に成功した。また、サンプル試験や強度解析を行い、セラミックと金属を一体化する接合技術の開発を進めてきた。そして今回、この大口径セラミックに適用可能な厚肉コバール材を用いたロウ付け接合技術の開発に成功した。さらに、大口径セラミック,金属フランジなどを一体に組み上げHVブッシングの1段分を実サイズで模擬したモックアップを試作し、耐電圧試験を実施した。その結果、1段あたりの定格電圧の20%上回る240kVを1時間以上に渡り安定に保持し、ITER NBIで要求される絶縁性能を実証した。
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。
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。
Yang, H. L.*; Kim, Y. S.*; Park, Y. M.*; Bae, Y. S.*; Kim, H. K.*; Kim, K. M.*; Lee, K. S.*; Kim, H. T.*; Bang, E. N.*; Joung, M.*; et al.
Proceedings of 23rd IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2010) (CD-ROM), 8 Pages, 2011/03
韓国超伝導トカマク先進研究装置(KSTAR)における高楕円度でダイバータ配位を有するプラズマ生成を目指した2010年の運転のため、プラズマ形状制御に不可欠なハードウェア・システムが新たに据え付けられ改良された。この論文では、改良されたシステムの一般的な構成の概要を述べる。さらに、システムにおいてキーとなる幾つかの性能と試験結果についても報告する。
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。
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。
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, EB 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.
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。
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。
