研究課題
１．統合モデル・コードの開発・改良：統合コードTOPICSに結合した炉心不純物輸送コードIMPACTで研究に必要な物理モデル導入のため、あるいは物理モデルに最新の知見を反映するため、次の改良を行った。(a)不安定性による境界分布崩壊時の不純物排出を模擬するためにTOPICSに導入されている粒子吐出しモデルをIMPACTに導入、(b)イオン化・再結合、放射損失等の原子データを従来のADPAKだけでなく最新のOpenADASも使えるように導入、(c)プラズマ体積の拡大・縮小に対応できるよう改良、(d)新古典輸送評価で従来のNCLASSだけでなくTOPICSに導入されている最新のMI法モデルも使えるように改良。２．炉心プラズマの不純物蓄積と炉心プラズマ性能への影響評価：平成２８年度に行ったJT-60SA装置における高圧力定常運転プラズマのダイバータ熱負荷低減用不純物入射シナリオの評価を、ダイバータ板の許容熱負荷をより低減したり、炉心プラズマの圧力をより高くした場合等の条件でも行い、より広いパラメータ領域でシナリオの成立性を検証した。上記１．(b)の改良で、最新のOpenADASにしたところADPAKに比べて放射損失がより低減し、影響が緩和されることを確認した。３．研究調査および成果発表：Nuclear Fusion誌に論文発表を２件行うと共に、国内会議で口頭発表を行うなど得られた研究成果の発表を行い、学会参加や発表での討論を通して、関連する研究の情報を得た。また、2018年に開催される著名な国際会議であるIAEA核融合エネルギー会議に申請した研究発表が、数少ない口頭発表に採択された。
すべて 2018 2017
すべて 雑誌論文 (2件) (うち国際共著 1件、 査読あり 2件) 学会発表 (3件)
Nuclear Fusion
巻: 58 ページ: 066001 (8pp)
10.1088/1741-4326/aab7bd
巻: 57 ページ: 126037 (11pp)
10.1088/1741-4326/aa88de
