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論文

Cross-machine benchmarking for ITER of neoclassical tearing mode stabilization by electron cyclotron current drive

La Haye, R. J.*; Prater, R.*; Buttery, R. J.*; 林 伸彦; 諫山 明彦; Maraschek, M. E.*; Urso, L.*; Zohm, H.*

Nuclear Fusion, 46(4), p.451 - 461, 2006/04

 被引用回数:151 パーセンタイル:97.54(Physics, Fluids & Plasmas)

新古典テアリングモード(NTM)は、ITER標準シナリオにおいては理想キンク限界よりも低いベータ領域で発生し、プラズマ性能を制限する主要な要因となる。ポロイダルモード数$$(m=3)$$,トロイダルモード数$$(n=2)$$のNTMは、(1)NTM成長率が最大となる特徴的な「限界」磁気島幅,(2)無変調のco方向の電子サイクロトロン電流駆動(co-ECCD)による「飽和した」3/2 NTM磁気島の安定化に関する実験研究が特に進んでいる。ASDEX-Upgrade, DIII-D, JETにおけるベータ・ランプダウン実験(ベータ値を徐々に下げる実験)から、$$m/n=3/2$$のNTMを(ECCDなしで)消滅させるための限界ベータ値が決定された。このデータと、ASDEX-Upgrade, DIII-D, JT-60UにおけるECCDによる3/2 NTM安定化実験(ベータ値はほぼ一定)との比較を行った。その結果、両方の実験データセットにおいて、NTMが消滅する磁気島幅はイオンバナナ幅の約2倍であることが明らかになった。解析にあたり、4装置ASDEX Upgrade, DIII-D, JET, JT-60Uにおける飽和磁気島幅を評価する共通の方法を開発した。また、この比較で得られたモデルを用いてITERにおけるECCDを用いた$$m/n=3/2$$, 2/1のNTMの安定化の評価を行った。その結果、ITERの上方ECCD入射方式は、磁気島幅を大幅に減少させるのに有効であることが明らかになった。また、ECCDは、ITERにおいてモードロックを回避するのにも有効であることがモデル計算により明らかになった。

論文

Pedestal characteristics of H-mode plasmas in JT-60U and ASDEX Upgrade

浦野 創; 鎌田 裕; 滝塚 知典; Suttrop, W.*; Horton, L.*; Lang, P.*; 久保 博孝; 大山 直幸; 竹永 秀信; 朝倉 伸幸

プラズマ・核融合学会誌, 81(4), p.280 - 287, 2005/04

ELMy Hモードプラズマにおけるコア部エネルギー閉じ込め及びELMによるエネルギー損失に対するペデスタル構造の役割をJT-60UとASDEX Upgradeにおいて調べた。高密度領域で見られる閉じ込め劣化はELMで制限されるペデスタル温度の低下と温度分布の硬直性によって起きていることを明らかにした。高三角度または不純物入射Hモードでは、それぞれ周辺部MHD安定性の改善,密度分布の中心尖塔化によって高ペデスタル温度が得られることによって、中心部の高閉じ込めが実現されることがわかった。ELMのロスの上限値はペデスタル部のエネルギーで決まることがわかった。ELM間の熱輸送はペデスタル部での衝突周波数の増加とともに増大し、ELM自体による損失パワーは次第に減少することがわかった。ASDEX Upgradeにおいて、ペレット制御がコア部の閉じ込めを維持しながら、ELMのロスを低減させる有効な手法であることを明らかにした。

論文

Axisymmetric disruption dynamics including current profile changes in the ASDEX-Upgrade tokamak

中村 幸治; Pautasso, G.*; Gruber, O.*; Jardin, S. C.*

Plasma Physics and Controlled Fusion, 44(8), p.1471 - 1481, 2002/08

 被引用回数:13 パーセンタイル:38.1(Physics, Fluids & Plasmas)

軸対称MHDシミュレーションによって、ディスラプションの際発生する垂直移動現象(VDE)を支配している新しい機構を明らかにした。単一ダイバータ・プラズマで急激なプラズマ電流分布の平坦化が起きると、プラズマはダイバータ側に向かって大きく引き寄せられ、その際のダイバータ配位に応じて上下偏ったVDEが発生しやすくなる。リミター配位のプラズマは本来ダイバータを持たないため、この引き寄せ効果が存在せず、VDEは常に上下方向等しい確率で発生する。この新しい効果は、 ASDEX-Upgradeの実験でも確認することができ、これとこれまでの研究で明らかにしてきた「中立平衡点」による効果によって、ディスラプション挙動の全体像を初めて明らかにした。

論文

JT-60U、Alcator C-Mod及びASDEX-Upgradeトカマクにおける中立平衡点の評価

中村 幸治; 芳野 隆治; Granetz, R. S.*; Pautasso, G.*; Gruber, O.*; Jardin, S. C.*

プラズマ・核融合学会誌, 78(4), p.347 - 355, 2002/04

トカマク・ディスラプションの際発生する垂直移動現象(VDE)を回避するうえで有利な「中立平衡点」を、国際共同研究によって、JT-60U,Alcator C-Mod及びASDEX-Upgrade トカマクで調べた。米国のAlcator C-Modトカマクでは、キラー粒子を入射することで強制的にディスラプションを発生させ、VDEの様子を調べた。その結果、計算機シミュレーションの結果通り、赤道面から数cm上に「中立平衡点」が存在することを確認した。一方、ドイツASDEX-Upgradeトカマクのディスラプション・データベースを解析し、トカマク装置によってVDEに個性があり明確な「中立平衡点」が存在しないことがわかった。その原因を計算機シミュレーションで調べた結果、ディスラプションの最中生じているプラズマ電流分布の変化が垂直移動現象に強く影響していることを明らかにした。

論文

Simplified mass ablation and relocation treatment for pellet injection optimization

Polevoi, A. R.*; 嶋田 道也

Plasma Physics and Controlled Fusion, 43(11), p.1525 - 1533, 2001/11

 被引用回数:32 パーセンタイル:68.43(Physics, Fluids & Plasmas)

ペレット入射後、ペレットが溶解・蒸発・イオン化して発生する低温高密度流体の輸送解析には、本来三次元の磁気流体の輸送方程式を解く必要があるが、これは大規模な計算であるため、実験との比較やペレットのパラメータの最適化には不適である。今回簡略化したペレットの溶発と輸送のモデルをプラズマ輸送コードASTRAに組み込んで、ASDEX-U及びDIII-Dの実験結果と良い一致を得た。この計算手法は実験結果の解析及びペレットの最適化に有効と考えられる。ITERのパラメータを用いた計算では、高磁場側からの入射によって、0.5km/s以下の入射速度においても半径の60-70%までの燃料補給が可能であるという結果を得た。

論文

ITER H mode confinement database update

H-モードデータベースワーキンググループ

Nuclear Fusion, 34(1), p.131 - 167, 1994/00

 被引用回数:110 パーセンタイル:93.65(Physics, Fluids & Plasmas)

1990年11月に公開した、H-モードデータベース(ASDEX,DIII-D,JET,JFT-2M,PBX-M,PDXのH-モードデータを集めたもの)の更新を行っている。各装置から新たに付加したデータ及び新しい変数の特徴、データの見直し点、データの範囲と現存するスケーリング則との比較等をまとめた。

論文

An Examination of the ITER H-mode power threshold database

H-モードデータベースワーキンググループ

Proc. of the 20th EPS Conf. on Controlled Fusion and Plasma Physics,Vol. 17C,Part I, p.I-15 - I-18, 1993/00

L/H遷移パワーに関するデータベースがASDEX, DIII-D, JET, JFT-2M, PBX-M装置から集められてアッセンブルされている。L/H遷移パワー(Pth)で各装置に共通の特徴は、Pth$${propto}$$n$$_{e}$$B$$_{T}$$(n$$_{e}$$$$>$$n$$_{ecritical}$$)である。その他、Pthは、プラズマ境界と壁までの距離、コンディショニング等に敏感である。初めて行った回帰分析ではプラズマの表面積をSとすると、Pth/S$${propto}$$R$$^{0.85}$$a$$^{-0.55}$$K$$^{-1.2}$$B$$_{T1.0}$$n$$_{e0.95}$$である。

論文

Global energy confinement H-mode database for ITER

Christiansen, J. P.*; Cordey, J. G.*; Thomsen, K.*; A.Tanga*; Deboo, J. C.*; Schissel, D. P.*; T.S.Taylor*; Kardaun, O.*; F.Wagner*; Ryter, F.*; et al.

Nuclear Fusion, 32(2), p.291 - 338, 1992/00

 被引用回数:73 パーセンタイル:88.71(Physics, Fluids & Plasmas)

ITER H-モードデータベースは、ASDEX,DIII-D,JET,JFT-2M,PBX-M,PDXの6つのサイズおよび形状の異なる装置のデータにより構築されている。この論文は、そのデータベースの変数、各装置のデータの特徴についての説明および閉込めスケーリング則についてまとめたものである。

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