Plasma current ramp-up assisted by outer vertical field coils in a high aspect ratio tokamak

御手洗 修*; 芳野 隆治; 牛草 健吉

Nuclear Fusion, 42(10), p.1257 - 1272, 2002/10

https://doi.org/10.1088/0029-5515/42/10/310

ITER-FEAT級サイズのトカマク核融合炉において、センターソレノイドなしで非誘導電流駆動,外部加熱,垂直磁場によってプラズマ電流を立ち上げるシナリオについて検討した。100MWの加熱電流駆動パワーと核融合出力500MWの場合,8MA程度までプラズマ電流を立ち上げ可能なことが明らかとなった。さらに、過去に行われたJT-60でのオーミックコイル電流一定時にNBIを入射した実験データを解析したところ、プラズマが加熱され、外側に広がろうとするのを垂直磁場により位置平衡をとる際に供給される磁束によってプラズマ電流が増大することが明らかとなった。以上のようにJT-60の実験結果により、トカマク炉では垂直磁場によりプラズマ電流を駆動できることがわかり、将来の核融合炉の新しい運転シナリオが提示された。

Japanese contribution of ITER PF systems design during CDA

安積 正史; 長谷川 満*; 亀有 昭久*; 栗原 研一; 中村 幸治; 西尾 敏; 下村 安夫; 新谷 吉郎*; 杉原 正芳; 山根 実*; et al.

JAERI-M 92-041, 100 Pages, 1992/03

JAERI-M-92-041.pdf:2.59MB

ITER(国際熱核融合実験炉)ポロイダルコイル(PF)システムの概念設計に対する日本の貢献の主な結果をまとめる。まずPF系の最適配置の決定、準DN配位やSN配位の検討および磁力線の精密な追跡がなされた。さらに中心ソレノイドコイルに働く反発力が求められた。次に垂直位置制御の指針が導出され、受動安定化シェルの性能評価が行なわれた。またTULFEX法によるプラズマ位置・形状同定法の適用や水平位置制御法が調べられ、遅い制御法に関するアルゴリズムが開発された。次にセパラトリックス掃引と周辺磁気面エルゴード化の検討がなされた。最後にTSCコードによるプラズマ動的挙動の検討を示した。以上の結果の多くはまだ完結してはいないが、ITERの成立性を示す概念設計としては十分であり、EDA(工学設計活動)でさらに深められる予定である。