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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：97.55(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
,トロイダルモード数
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、
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, 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。
竹永 秀信; 逆井 章; 久保 博孝; 朝倉 伸幸; Schaffer, M. J.*; Petrie, T. W.*; Mahdavi, M. A.*; Baker, D. R.*; Allen, S. L.*; Porter, G. D.*; et al.
Nuclear Fusion, 41(12), p.1777 - 1787, 2001/12
被引用回数：22 パーセンタイル：57.57(Physics, Fluids & Plasmas)JT-60U及びDIII-Dダイバータにおける粒子排気特性を、実験とシミュレーションの両面から比較した。粒子排気量をリサイクリング量の指標であるDの発光強度で割った排気割合は、DIII-Dでは広範囲な密度領域で比較的一定である。JT-60Uの内側排気ダイバータでの排気割合は、高密度でDIII-Dと同程度であるが、低密度では小さくなっている。JT-60Uの両側排気ダイバータでの排気割合は、内側排気ダイバータに比べて小さくなっている。ダイバータシミュレーション結果も、リサイクリングの内外非対称性による外側排気溝での中性粒子の逆流により排気割合が減少することを示している。また、シミュレーション結果はJT-60UよりDIII-Dの方が30-50%程度排気割合が大きいことを示している。
大島 貴幸
JAERI-Review 2001-034, 43 Pages, 2001/11
JAERI-Review-2001-034.pdf:13.99MB
本文は、筆者が1997年に米国General Atomics(以下GAと略す),Princeton Plasma Physics Laboratory(以下PPPLと略す)出張の際の調査結果等をまとめたものである。出張時はGA社,核融合グループ(Fusion Group)計算機システム(Computer System)に所属し、データ処理設備を主眼においた大型トカマク核融合実験装置DIII-D実験参加,特に米国内の遠隔実験デモンストレーション参加,DIII-Dデータ処理設備,コンピュータネットワーク等の調査を行った。また、PPPLに出向き、JAERI-PPPL 日米核融合エネルギー研究協力の遠隔実験機器に関する情報交換,TFTRデータ処理設備,コンピュータネットワーク等の調査を行った。その後2000年に再度GAに出張する機会を与えられ、わずか3年の間に急速なコンピュータの技術革新により各データ処理設備等が変更されていたのでそれらの点もあわせて記する。
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：68.51(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。
竹永 秀信; Mahdavi, M. A.*; Baker, D. R.*
Physics of Plasmas, 8(5), p.1607 - 1611, 2001/05
被引用回数：2 パーセンタイル：7.17(Physics, Fluids & Plasmas)JT-60UとDIII-DのELMyHモードプラズマでの粒子閉じ込め特性を、NBIにより中心領域に供給された粒子の閉じ込め時間と、ガスパフ・リサイクリングにより周辺領域に供給された粒子の閉じ込め時間に分離した形で比較した。NBI加熱パワーに対する粒子閉じ込め時間の依存性は、JT-60UとDIII-Dで同様である。DIII-Dでの中心供給粒子の閉じ込め時間は、JT-60Uと比較して低密度領域で1/4程度であるが、高密度領域では1/1.8倍程度になっている。このことは、DIII-Dの方が密度依存性が強いことを示している。DIII-Dでの周辺供給粒子の閉じ込め時間は、低密度領域でJT-60Uと同程度であるが、高密度領域ではJT-60Uに比べ非常に小さな値となっている。結果として、DIII-Dの高密度領域では周辺供給粒子による寄与が小さくなっている。
Ongena, J.*; Budny, R.*; Dumortier, P.*; Jackson, G. L.*; 久保 博孝; Messiaen, A. M.*; 村上 和功*; Strachan, J. D.*; Sydora, R.*; Tokar, M.*; et al.
Physics of Plasmas, 8(5), p.2188 - 2198, 2001/05
被引用回数：49 パーセンタイル：79.8(Physics, Fluids & Plasmas)ドイツのトカマク装置TEXTORでは、不純物入射によってグリーンワルド密度限界を超える高密度領域でHモードに相当する高い閉じ込め性能を得ている(RIモード)。このプラズマは閉じ込め性能の改善と第一壁の熱負荷の低減という観点で優れており、ほかのトカマク装置でもELMy Hモード、Lモードに不純物を入射する実験が行われている。JETでは、グリーンワルド密度限界近くまでELMy Hモードの閉じ込め性能を維持できた。JT-60Uでは、Ar入射によって高密度領域でELMy Hモードプラズマの閉じ込め性能を改善した。JET及びD III-Dでは、ダイバータ配位のLモードプラズマにおいて不純物入射に伴う輸送係数の減少を観測した。本論文では、これら不純物入射による閉じ込め性能の改善についてレビューする。
波多江 仰紀; Osborne, T. H.*; 鎌田 裕; Groebner, R. J.*; 滝塚 知典; 福田 武司; Lao, L. L.*
Plasma Physics and Controlled Fusion, 42(suppl.5A), p.A283 - A288, 2000/05
被引用回数：9 パーセンタイル：29.51(Physics, Fluids & Plasmas)Hモード中は、プラズマの周辺部の温度・密度分布に輸送障壁が形成される。この周辺ペデスタル領域に関する理解は、ITER物理R&Dでの緊急研究課題の一つになっている。周辺輸送障壁の幅すなわち、ペデスタル幅に関するスケーリングは、各トカマク装置で異なる種々の結果が得られており、JT-60UのELM-freeHモードプラズマでは、ペデスタル幅が、(
)
でスケールできることが実験的に確認されている。この研究では、これまでの研究をさらに発展させ、無次元パラメタ(
, 
, 
)と、ペデスタルパラメタ(周辺温度, 密度, 圧力, ペデスタル幅など)の相関について議論を行った。また、ペデスタル構造、無次元パラメタ依存性について、米国のトカマク装置DIII-Dの実験結果との比較を行った。
那珂研究所
JAERI-Review 99-022, p.118 - 0, 1999/09
JAERI-Review-99-022.pdf:9.51MB
那珂研究所の平成10年度の核融合研究活動の内容について報告する。主な活動は、JT-60とJFT-2M、日米協力によるDIII-Dにおける高温プラズマの研究、及び炉工学技術開発(ITER工学R&D)を含むITER工学設計活動(EDA)である。主な成果としては、JT-60Uでの重水素放電において、透過エネルギー増倍率Q
=1.25の高性能負磁気シアプラズマを生成したことなどである。ITER工学R&Dでは、超伝導磁石の分野で中心ソレノイド・モデルコイル外層モジュールが完成し、那珂研へ搬入されたことなどである。平成10年度6月にITERの最終設計報告書がITER理事会で正式に受理された。米国を除く欧州、ロシア、日本が3年間のEDAの延長に合意し、技術目標の低減とコストを削減した設計を行うべく作業を進めている。
山内 有二*; 広畑 優子*; 日野 友明*; 正木 圭; 西堂 雅博; 安東 俊郎; D.G.Whyte*; C.Wong*
Journal of Nuclear Materials, 266-269, p.1257 - 1260, 1999/00
被引用回数：20 パーセンタイル：79.79(Materials Science, Multidisciplinary)表面の半分をB
C転化した黒鉛サンプルをDIII-DのDiMESにより約15秒間(合計)重水素プラズマにさらし、そのサンプルの重水素リテンション量の2次元分布及び熱脱離特性を昇温脱離分析法(TDS)で調べた。脱離気体種はおもにHD,D
,CDであり、放出される割合は黒鉛面及びBC面とも同程度であった。また脱離スペクトルのピークは黒鉛面、BC面ともに3ヶ所存在している。これらの結果は、これまでの実験結果と異なり、サンプル表面への炭素の堆積が原因と考えられる。脱離スペクトルの低温側のピークはBC面の方が大きくこれはB-D結合によるものと思われる。重水素リテンション量はプラズマ流入側(電子ドリフトサイド黒鉛面)のエッジ部が最も多かった。黒鉛面とBC面で重水素リテンション量を比較すると、それぞれ6.1
10
D/cm
,6.910D/cmとBC面がわずかに多くなっており、粒子束の大きいエッジ部を抜かした場合、さらにBC面の重水素リテンション量が多く、約1.5倍の値となった。
小出 芳彦; Burrel, K.*; B.Rice*; 藤田 隆明
Plasma Physics and Controlled Fusion, 40(1), p.97 - 110, 1998/00
被引用回数：21 パーセンタイル：56.25(Physics, Fluids & Plasmas)JT-60Uの負磁気シア放電では、内部輸送障壁が小半径の80%程度に位置するため閉じ込め改善領域が広く、電子系熱拡散係数に明確な減少が観測されるなど、将来の核融合炉にとって好ましい特性を有している。しかしながら、これらの特徴は他の装置では顕著ではない。本研究では、DIII-D装置の負磁気シア放電と比較することにより、これらの差異が生ずる原因を調べた。その結果、(1)JT-60Uに特有な強い負磁気シアが電子系熱拡散係数の低減と関連があることがわかった。また、(2)他の装置に比べ周辺電子温度が高いため電流拡散の時定数が長く、負磁気シアを維持する観点から有利なこと、(3)プラズマ電流の連続上昇が、輸送障壁の径方向位置を外側に保つような安全係数分布の形成に寄与していることもわかった。
那珂研究所
JAERI-Review 97-013, 116 Pages, 1997/10
那珂研究所における平成8年度の研究活動について報告する。JT-60においては、高ベータ・ポロイダル放電において核融合三重積の世界最高値を更新し、1.5310
keV sm
を達成した。また、負磁気シア放電の最適化により重水素プラズマ性能を向上させ、燃料の半分が三重水素であったと仮定すると透過臨界条件を達成した。W型のセミクローズド化ダイバータの改造工事に着手した。JFT-2Mにおいては、クローズド化ダイバータの実験を進めるとともに先進材料トカマク実験を開始した。ITERの詳細設計報告書が第11回ITER理事会で承認された。ITER工学R&Dとして、超伝導磁石、真空容器、遠隔操作、負イオン源、ジャイロトロン、プラズマ対抗機器、ブランケット、トリチウム、安全性等について研究開発を進めた。
那珂研究所
JAERI-Review 96-016, 110 Pages, 1996/11
JAERI-Review-96-016.pdf:5.68MB
那珂研究所における平成7年度の研究活動について報告する。JT-60Uにおいては、高ベータ・ポロイダル放電において核融合積の最高値を更新し、1.210keV・s・mを達成した。断面形状の三角形度増加により安定性を改善し、磁気シア反転によって閉じ込め性能を改善した。トカマクへの世界初の負イオン中性粒子入射を開始し、ダイバータ改造の設計を進めた。JFT-2Mにおいては、クローズダイバータの初期的な結果を得た。数値トカマク実験(NEXT)計画を発足させた。ITERの中間設計報告書が、第9回ITER評議会で正式に承認された。ITER工学R&Dとして、超伝導磁石、真空容器、遠隔操作、負イオン源、ジャイロトロン、プラズマ対向機器、ブランケット、トリチウム、安全性等について研究開発を進めた。
那珂研究所
JAERI-Review 94-011, 118 Pages, 1995/01
JAERI-Review-94-011.pdf:5.84MB
原研・那珂研究所における平成5年度(1993年4月~1994年3月)の研究開発活動について報告する。
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：93.7(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。
那珂研究所
JAERI-M 93-193, 127 Pages, 1993/10
原研・那珂研究所における平成4年度の研究開発活動について報告する。
小関 隆久
JAERI-M 93-184, 214 Pages, 1993/10
本研究では、JT-60とDIII-Dトカマクにおいて、Hモードやペレット入射によってエネルギ閉じ込めが改善されたプラズマの理想MHD安定性を解析した。改善されたプラズマにおいて生じる様々なMHD不安定性の機構を解明し、MHDモードを安定化することにより、閉じ込め性能の向上を検討する。(1)ダイバータ配位における理想MHD安定性を解析し、ダイバータ配位であっても位置安定性対し安定窓があること、キンクモードに対しては強い安定化効果があることを明らかにした。(2)DIII-D HモードプラズマにおけるELMを解析し、プラズマ形状を変えることにより、バルーニングモードの第2安定領域に導き、ELMを抑制できることを示した。(3)JT-60におけるペレット入射プラズマを解析し、中心のベータ限界は、内部キンクモードによって生じること、及び、トロイダル磁場の高い方が限界を高くできることを明らかにした。
嶋田 道也
プラズマ・核融合学会誌, 69(10), p.1155 - 1162, 1993/10
小特集「ダイバータ研究の現状と課題」の中核部として、最近のダイバータ実験結果の現状について解説した。ダイバータ研究の重要性に鑑み、ダイバータの計測器が整備され、ダイバータ輸送コードの比較、データベースの充実が図られるようになった。このため熱輸送、粒子輸送、放射冷却、不純物発生に関しての定量的な議論が可能になった。しかしながら装置間で共通のデータベース作成は全んど着手されていないため、今後異なる装置でデータを比較し次期装置への外挿の精度、信頼性を向上させる必要がある。また、高パワー加熱のデータ、電流駆動のデータも不足しており、低温高密度ダイバータと改善閉じ込めの両立も課題として残されている。不純物発生に関してはJT-60などで定量的な発生機構解明が進んだが、不純物輸送に関しては、今後の発展が期待される。
川島 寿人; V.M.Trukhin*; J.Lohr*; R.W.Harvey*; R.James*; T.C.Luce*; C.C.Petty*; R.I.Pinsker*; R.Prater*
Japanese Journal of Applied Physics, 32(9A), p.3975 - 3984, 1993/09
被引用回数：1 パーセンタイル：8.91(Physics, Applied)DIII-Dトカマクにおいて、電子サイクロトロン波電流駆動(ECCD)と速波電流駆動(FWCD)が行われ、その時のX線エネルギースペクトルを測定した。ECCD中には、100keV以上の高エネルギー電子が主にプラズマ中心付近で生成され、ダウンシフトの効果で周辺部にも存在することを観測した。FWCD実験においては、2T,0.8MAの条件で最高50keV程度の高エネルギーテイルが明らかに観測された。FWCDとECCDの組み合わせにおいては、バルクの電子加熱効率がFW単独に比べ増大(
e~2.310
mkeV/MW)し、Coの場合よりCTRにおいてより顕著だった。(ここでCoはプラズマ電流を駆動する方向への入射波に相当し、CTRは反対方向である。)しかしECCDで生成した高エネルギー電子とFWの結合は、Coの場合により顕著だった。
中村 博雄
プラズマ・核融合学会誌, 69(5), p.403 - 414, 1993/05
本解説は、トカマクにおけるヘリウム灰研究の現状について述べた。DT核融合炉では、核融合反応に伴ない、3.5MeVのヘリウム粒子が生成される。この粒子は、燃料粒子の加熱後に、エネルギーを失ないヘリウム灰となる。核融合燃焼を維持するには、プラズマ中のヘリウム灰含有率を約10%に制御する必要がある。ヘリウム灰の模擬実験が、JT-60やDIII-D等のトカマク装置で実施され、ITERの設計に必要なデータが出つつある。また、ヘリウム灰の制御や排気を改善するための基礎研究も行なわれている。プラズマの不安定性に伴なう粒子排出の利用、パラジウム膜による選択排気等が検討されている。ヘリウム排気ポンプは、アルゴンガス凝縮層方式クライオポンプや大容量ターボ分子ポンプ開発が行なわれている。ITERでは、300m
/sから700m/sの排気容量が必要である。
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
n
B
(n
n
)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/SR
a
K
B
n
である。
