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plasma operation玉井 広史; 秋場 真人; 疇地 宏*; 藤田 隆明; 濱松 清隆; 橋爪 秀利*; 林 伸彦; 堀池 寛*; 細金 延幸; 市村 真*; et al.
Nuclear Fusion, 45(12), p.1676 - 1683, 2005/12
被引用回数：15 パーセンタイル：45.44(Physics, Fluids & Plasmas)トカマク国内重点化装置の設計研究をまとめた。装置の設計は、プラズマのアスペクト比と形状制御性に関して自由度を広く確保できることが求められている。これは、ITERと平行して研究を進めるとともに、定常高ベータプラズマ運転についての科学的なデータベースをDEMOへ提供する観点から重要である。この目標に合致するように、プラズマのアスペクト比と形状の自由度の確保について、これまで比較的困難であったダイバータ排気性能との両立が図られるように装置設計を行った。この装置設計に基づいて、閉じ込め,安定性,電流駆動,ダイバータプラズマ等の物理性能を評価し、主目的である定常高ベータプラズマを実現するための制御方法を検討した。
井手 俊介
プラズマ・核融合学会誌, 81(3), p.167 - 170, 2005/03
プラズマ核融合学会誌の小特集「高周波による核融合プラズマ制御の進展」の低域混成波に関する章で、低域混成波を用いた非誘導電流駆動研究の最新のトピックスについて解説を行った。装置の進展,最近の実験研究の進展そして将来の展望について述べた。特に、LHCDによる長時間トカマク運転とそこでのエネルギーと粒子に関する研究、及び先進トカマク開発における分布制御への応用研究に重点を置いて解説を行った。
嶋田 道也; Campbell, D.*; Stambaugh, R.*; Polevoi, A. R.*; Mukhovatov, V.*; 朝倉 伸幸; Costley, A. E.*; Donn
, A. J. H.*; Doyle, E. J.*; Federici, G.*; et al.
Proceedings of 20th IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2004) (CD-ROM), 8 Pages, 2004/11
この論文では、物理基盤の最近の進展によって、ITERの性能予測がどのように影響されるかを要約する。これまで懸案であった課題についての進展、及びハイブリッド及び定常運転シナリオが新たに開発されたことによってITERの目標達成はより確実となった。安全係数が4付近において電流分布を調整することにより、標準のHモードよりも閉じ込めを改善し、壁無し条件でのベータ限界にまでベータを上昇させることが可能であることが実験で明らかになった。この結果をITERに適用すると、12MA程度の低いプラズマ電流で、ELMが小さく、Qが10以上で1000秒以上の長パルス運転が可能である。電流減衰時間及びハロー電流に関する指針を実験データベースから導出してディスラプションの解析を行った。保守的な仮定を用いても真空容器内機器の電磁力は設計目標を下回り、ITERの設計がディスラプションに伴う力に対して十分な耐性を持つことを明らかにした。
仙石 盛夫
プラズマ・核融合学会誌, 80(11), p.940 - 943, 2004/11
球状トカマク(ST)の最近の実験では、中心ソレノイドコイル無しの電流立上げ,高い非誘導電流率,内部輸送障壁の生成等が次々と実証されており、従来のトカマク同様に炉設計においてはこれらを想定しうるものと考えられる。これらの結果を低アスペクトトカマク炉の非誘導定常運転シナリオの検討に反映するために、商用炉VECTOR-OPT(原研設計)のブートストラップ電流比と中性粒子駆動電流比を評価した。規格化がST炉で典型的な値である5以上になると完全非誘導の定常運転が期待できることが示された。
玉井 広史; 石田 真一; 栗田 源一; 白井 浩; 土屋 勝彦; 櫻井 真治; 松川 誠; 逆井 章
Fusion Science and Technology, 45(4), p.521 - 528, 2004/06
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)非定常1.5次元プラズマ輸送解析コード(TOPICS)を用いて、JT-60を超伝導化する改修装置(JT-60SC)における中心電流ホールつき非誘導電流駆動プラズマの時間発展を模擬した。JT-60Uの負磁気シア配位における実験結果から導かれた熱・粒子輸送係数を磁気シアの函数として与えて解析し、プラズマ電流1.5MA,トロイダル磁場2T,95%の磁気面における安全係数(q
)4.5で閉じ込め改善度(HH
)が約1.4,規格化ベータ値(
)が3.7,自発電流割合が約75%の非誘導完全電流駆動プラズマにおいて電流ホールが小半径の約30%の領域まで達したプラズマを、約60秒と、ほぼ定常に維持できることを示した。また、電流ホールつき定常プラズマを得るには、自発電流及び内部輸送障壁の形成領域と電流ホールの位置関係が重要であることが示唆されている。得られたプラズマ分布をもとにMHD解析コード(ERATO-J)によってプラズマの安定性を評価した結果、導体壁をプラズマ近傍に設置することによりの限界が4.5まで上昇することが示された。
玉井 広史; 栗田 源一; 松川 誠; 浦田 一宏*; 櫻井 真治; 土屋 勝彦; 森岡 篤彦; 三浦 友史; 木津 要; 鎌田 裕; et al.
Plasma Science and Technology, 6(3), p.2281 - 2285, 2004/06
被引用回数：0 パーセンタイル：0.02(Physics, Fluids & Plasmas)JT-60SCの高性能定常運転シナリオをTOPICSを用いて検討・評価し、
5で自発電流割合86%の定常状態をI
=1.5MA, B
=2T, NBパワー11MWで維持できることを示した。またERATO-Jを用いた解析を行い、導体壁半径とプラズマ小半径との平均比約1.2では、トロイダルモード数1、または2の外部キンクモードに対する壁安定効果により、
5.5まで達成可能であることを示した。さらに 、プラズマを壁に近付けることによって発生する抵抗性壁モードは、容器内コイルを用いた能動制御により抑制されると予測している。一方、のさらなる向上のためにTOSCAによるプラズマ形状の解析を行い、S=(I/aB)q
で定義されるプラズマ形状係数(非円形度と三角形度に強く依存)を4から6まで変えられることを示した。これは高性能プラズマ運転を実現するうえで重要な電流分布と圧力分布の制御性の拡張を示唆している。
Connor, J. W.*; 福田 武司*; Garbet, X.*; Gormezano, C.*; Mukhovatov, V.*; 若谷 誠宏*; ITB Database Group; ITPA Topical Group on Transport and Internal Barrier Physics*
Nuclear Fusion, 44(4), p.R1 - R49, 2004/04
被引用回数：303 パーセンタイル：76.74(Physics, Fluids & Plasmas)トカマクにおける内部輸送障壁(ITB)の形成とその特性に関する実験と理論研究の現状について初めてレビューする。特にITBの理論モデリングに関する現状とITBの実験データを世界の9台のトカマク装置から集めた国際ITBデータベースについて述べるとともに、このデータベースを用いてITB形成に必要な実験条件と理論モデルとの比較について述べる。またトカマクの定常運転に関する実験の状況についてレビューし、ITER定常運転シナリオを達成するための課題と展望について議論する。
石田 真一; 阿部 勝憲*; 安藤 晃*; Cho, T.*; 藤井 常幸; 藤田 隆明; 後藤 誠一*; 花田 和明*; 畑山 明聖*; 日野 友明*; et al.
Nuclear Fusion, 43(7), p.606 - 613, 2003/07
被引用回数：33 パーセンタイル：69.03(Physics, Fluids & Plasmas)原型炉の実現に向けて経済性と環境適合性の向上を図るため、大学等との連携協力によりJT-60を超伝導トカマクへ改修する計画を推進している。目的は、原型炉で想定されているように、強磁性体である低放射化フェライト鋼をプラズマの近くに設置して、高ベータで自発電流割合が高く、高度なダイバータ熱粒子制御をもち、ディスラプション頻度の少ない定常運転を実現することである。新たに導入する超伝導トロイダル及びポロイダル磁場コイルを用いて、主半径2.8m,プラズマ電流4MA,トロイダル磁場3.8Tの高非円形かつ高三角度配位のシングルヌル・プラズマの100秒運転を行う。既存のJT-60設備を最大限に生かし、原型炉の設計例から設定された高い達成目標の実現に向けて、高ベータプラズマ制御,高性能・高自発電流プラズマ制御,ダイバータ熱粒子制御、及びフェライト鋼のプラズマ適合性の実証という克服すべき課題に取り組むための設計を行った。
二宮 博正; 狐崎 晶雄; 清水 正亜; 栗山 正明; JT-60チーム; 木村 晴行; 川島 寿人; 都筑 和泰; 佐藤 正泰; 伊世井 宣明; et al.
Fusion Science and Technology, 42(1), p.7 - 31, 2002/07
被引用回数：13 パーセンタイル：27.27(Nuclear Science & Technology)先進定常トカマク運転に必要な高い総合性能を維持する科学的基盤を確立するため、JT-60Uは改善閉じ込めモードの運転制御シナリオの最適化を進め、各種のプラズマ性能を向上してきた。この結果、定常トカマク炉に向けた顕著な成果を得た。これらの成果の詳細を報告する。JFT-2Mでは、高性能プラズマの開発と核融合炉で採用が予定されている構造材料開発のための先進的研究と基礎的な研究を進めている。真空容器外側に設置したフェライト鋼により、トロイダル磁場リップルが減少することが示された。真空容器内の20%の領域にフェライト鋼を設置しても、プラズマ性能への影響は見られなかった。TRIAM-1Mの結果についても報告する。
玉井 広史; 石田 真一; 栗田 源一; 坂本 宜照; 藤田 隆明; 白井 浩; 土屋 勝彦; 松川 誠; 逆井 章; 櫻井 真治; et al.
Proceedings of 29th European Physical Society Conference on Plasma Physics and Controlled Fusion, 4 Pages, 2002/00
JT-60を超伝導化する改修装置 (JT-60SC) における中心電流ホールつき定常運転の可能性について、核融合炉への適用性の観点から解析・検討を行った。電流ホールの核融合工学に与えるインパクトは、プラズマ中心部で電流を駆動する必要がなくなるため、中性粒子ビームエネルギーの大幅な低減をもたらすことであると考えられる。そこで、JT-60Uの実験結果から導かれた熱・粒子輸送係数を磁気シアの函数として与え、非定常の1.5次元プラズマ輸送解析コードを用いてJT-60SC における中心電流ホールつき非誘導電流駆動プラズマの時間発展を模擬した。その結果、プラズマ電流(Ip)1.5MA,トロイダル磁場(BT)2T,95%の磁気面における安全係数(q95)4.5で11.2MWのoff-axisビームにより、閉じ込め改善度(HHy2)が約1.6,規格化値(beta_N)が約4,自発電流割合が約75%,電流ホールが小半径の約30%の領域まで達したプラズマを約70秒と、ほぼ定常に維持できることが示された。この結果は、電流ホールつき定常プラズマを得るには、自発電流及び内部輸送障壁の形成領域と電流ホールの位置関係が重要であることを示唆している。
牛草 健吉
プラズマ・核融合学会誌, 74(2), p.117 - 125, 1998/02
核融合実験炉・原型炉の定常運転の科学的基盤の構築を目指した実験装置、定常炉心試験装置JT-60SUの概念設計を解説した。装置はプラズマ電流5-6MAの長パルス運転(1000秒~1時間)が可能となるよう設計されている。装置の概要を示した後、物理設計における特長を示し、長パルス運転シナリオ、高密度運転、プラズマ形状制御、電流分布制御、ダイバータ設計など、JT-60の実験成果に基づいた検討内容を紹介した。また、工学的設計の特徴として超伝導コイル系、真空容器、加熱・電流駆動システム、遠隔操作システム、材料開発、放射線遮蔽、トリチウム処理設備を概説し、全システムの成立性を明らかにした。
近藤 貴; JT-60チーム
Physics of Plasmas, 1(5), p.1489 - 1496, 1994/05
被引用回数：19 パーセンタイル：57.2(Physics, Fluids & Plasmas)JT-60Uにおいて得られた高核融合積、ならびに電流駆動実験について発表する。(1)運転条件の最適化、中性粒子ビームのパワーアップ、第一壁のボロン化等により、閉じ込め改善モードが見いだされ、核融合積1.1
10
m
・s・keVが達成された。この改善モードは、高pHモードと呼ばれ、プラズマ中心部と端部の両方で閉じ込めを改善した事により得られた,(2)トカマクプラズマの定常化と電流分布制御の目的で、低域混成波電流駆動(LHCD)、中性粒子ビーム電流駆動(NBCD)、ならびにブートストラップ(BS)電流の実験も進展した。LHCDでは484導波管の大面積ランチャーが取付けられ、最大10MWの入射が可能となった。これにより3.6MAの非誘導電流駆動を達成した。また、NBCDおよびBS電流の組み合わせで、0.4MAの非誘導電流駆動を実証した。
仲里 敏子*; 溝口 忠憲*; 下村 安夫; 杉原 正芳; 常松 俊秀
JAERI-M 91-209, 38 Pages, 1991/12
ITER(国際熱核融合実験炉)の設計パラメータと運転性能についてシステム解析を行なった。ITERの自己点火運転の能力は新しく導出されたITER89Lモード則に対しても、従来の各種Lモード則とほぼ同程度であることが確認された。また新しく導出されたHモード則に対しても同様の評価を行なったところ十分な自己点火性能を有することが確認された。ハイブリッド長パルスおよび定常運転に対しては、壁負荷が高い時にはベータ限界が制限条件となり、またダイバータ条件(熱負荷など)が最も厳しい制限条件であることが示された。これらの制限条件を緩和する可能性として中間Zの不純物混入とトロイダル磁場増大の二つの方法が調べられ、それぞれ有効であることが示された。
岡野 邦彦*; 山本 新; 杉原 正芳; 藤沢 登
JAERI-M 87-209, 45 Pages, 1988/01
国際協力で設計が進められている次期核融合実験装置INTORにおける中性粒子入射電流駆動法の可能性とその性能をINTORベンチマークテストパラメータを使って調べた。電流駆動効率の様々なパラメータ依存性を計算し、500keVビームのINTOR設計における可能性を明らかにしている。ビーム駆動電流の空間分布についても計算した。その結果、フレキンブルな電流分布制御性能が確かめられた。また完全定常運転用のビームシステムはそのまま準定常運転のトランスフォーマ再充電時用としても利用できることも明らかになった。
井手 俊介; JT-60SAチーム
no journal, ,
JT-60SA is a tokamak upgraded from JT-60U. The maximum plasma current (Ip) is 5.5 MA, the maximum toroidal field (Bt) is 2.2 T and the maximum heating power is 41 MW for 100s. The JT-60SA project a joint project by Europe and Japan, and under the Japanese national program as well. The objective is to support researches on ITER and develop physics and engineering basis towards DEMO reactor. Manufacturing of components has been underway for several years both in Japan and EU. The construction of the machine has been ongoing at the JAEA Naka site since January 2013. The latest status of the construction and development, for example heating and current drive (H and CD) systems, will be presented. Development of the Neutral Beam and Radio Frequency systems for 100s injection leads to steady state injection capability for DEMO. In parallel to the engineering works, research activities in preparation for the JT-60SA experiment have been underway in wide collaboration between Japanese and EU researchers. And the JT-60SA Research Plan has been published and updated periodically. Status of the research collaboration in preparation for the JT-60SA experiments will be reported as well.
