FusionPapers
図版検索トレンドwiki日本の研究
© 2026 FUSIONPAPERS
About法務情報
トップに戻る

Stationary regimes of improved confinement in Tore Supra

Equipe Tore Supra, presented by X Litaudon1996年Plasma Physics and Controlled FusionIF 2.2出版社

Recent stationary improved confinement experiments with current density profile modifications in non-inductive Tore Supra operation are reported. Significant progress has been obtained by achieving long duration discharges using lower hybrid (LH) waves: (i) 2 min in the 4 T improved confinement LHEP (LH enhanced performance) regime, at a current MA, loop voltage V, LH power MW (, are the electron energy content and Rebut - Lallia - Watkins L-mode prediction), (ii) 75 s long in a fully non-inductive LHEP regime (, V, MA, MW) using a new plasma control scheme, (iii) 30 s at 1.7 MA ( V, MW) in the L-mode regime. MHD stability in full current drive operation and the role of weak - or reversed - central magnetic shear in the central LHEP electron temperature transition (reproduced in full current drive in a systematic manner and measured by independent electron temperature diagnostics) are discussed. Stationary high- experiments were performed with fast-wave direct electron heating (FWEH) in a large range of operation: 42 - 76 MHz and - 3.9 T. Maximum coupled power of 9.5 MW is obtained in the 48 MHz/2T configuration with good electron heating performance and improved confinement at high density (central density ). By increasing the magnetic shear in the gradient region, stationary improved confinement states (6 MW during 5 s, ) are reached in a reproducible manner with poloidal beta, , approaching 1 and 40% of bootstrap current. The high-bootstrap FWEH experiments have been recently combined with LHCD at reduced loop-voltage ( V and up to 70% of non-inductive current). A total injected power up to 7.2 MW (LH: 3.6 MW, FW: 3.6 MW) has produced stationary improved confinement with a peaked electron temperature profile (central value up to 8.0 keV) at a central density of .

日本語訳

最近の非誘導Tore Supra運転における電流密度分布修正を伴う定常改善閉じ込め実験について報告する。下部混成波を用いた長時間放電の達成により、顕著な進展が得られた:(i) 4 T改善閉じ込めLHEP(LH高性能)領域で2分間、電流 MA、ループ電圧 V、LHパワー MW( は電子エネルギー含有量、 はRebut-Lallia-Watkins Lモード予測)、(ii) 新しいプラズマ制御方式を用いた完全非誘導LHEP領域で75秒間(、 V、 MA、 MW)、(iii) Lモード領域で1.7 MA( V、 MW)において30秒間。完全非誘導運転におけるMHD安定性と、中心LHEP電子温度遷移における弱い、または反転した中心磁気シアの役割について議論する(完全非誘導運転において系統的に再現され、独立した電子温度測定により検証された)。定常高 実験は、高速波直接電子加熱(FWEH)を用いて広い運転範囲(42〜76 MHz、 〜3.9 T)で実施された。最大結合パワー9.5 MWは、48 MHz/2 T構成において、高い電子加熱性能と高密度での改善閉じ込め(中心密度 )を伴って達成された。勾配領域における磁気シアを増大させることにより、定常改善閉じ込め状態(6 MW、5秒間、 )が、ポロイダルベータ 、 が1に近づき、ブートストラップ電流が40%に達する状態で、再現性よく達成された。高ブートストラップFWEH実験は最近、低ループ電圧( V、非誘導電流最大70%)でのLHCDと組み合わされている。総入射パワー7.2 MW(LH:3.6 MW、FW:3.6 MW)により、中心密度 において、中心値が8.0 keVに達する尖った電子温度分布を伴う定常改善閉じ込めが生成された。

wiki

Tore SupraImproved confinement
この論文にはまだAI要約がありません。

関連論文

Progress towards high-power lower hybrid current drive in TORESUPRA

2000Plasma Physics and Controlled Fusion

Full steady-state operation in Tore Supra

1996Plasma Physics and Controlled Fusion

Stationary magnetic shear reversal experiments in Tore Supra

1996Plasma Physics and Controlled Fusion

Overview of the latest HT-7 experiments

2005Nuclear Fusion

Recent results of LH experiments on the JT-60 tokamak

1990Plasma Physics and Controlled Fusion

q-profile evolution and improved core electron confinement in the full current drive operation on Tore Supra

2001Plasma Physics and Controlled Fusion

Study of confinement and LHCD efficiency on the HT-7 tokamak

2008Plasma Physics and Controlled Fusion

Transport simulation of EAST long-pulse H-mode discharge with integrated modeling

2018Nuclear Fusion

Profile control experiments in JET using off-axis lower hybrid current drive

1998Nuclear Fusion

High power lower hybrid current drive experiments in the Tore Supra tokamak

2001Nuclear Fusion