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Disruption avoidance by means of electron cyclotron waves

B Esposito, G Granucci, M Maraschek, S Nowak, E Lazzaro, L Giannone, A Gude, V Igochine, R McDermott, E Poli2011年Plasma Physics and Controlled FusionIF 2.2出版社

Disruptions are very challenging to ITER operation as they may cause damage to plasma facing components due to direct plasma heating, forces on structural components due to halo and eddy currents and the production of runaway electrons. Electron cyclotron (EC) waves have been demonstrated as a tool for disruption avoidance by a large set of recent experiments performed in ASDEX Upgrade and FTU using various disruption types, plasma operating scenarios and power deposition locations. The technique is based on the stabilization of magnetohydrodynamic (MHD) modes (mainly m/n = 2/1) through the localized injection of EC power on the resonant surface. This paper presents new results obtained in ASDEX Upgrade regarding stable operation above the Greenwald density achieved after avoidance of density limit disruptions by means of ECRH and suitable density feedback control (L-mode ohmic plasmas, Ip = 0.6 MA, Bt = 2.5 T) and NTM-driven disruptions at high-β limit delayed/avoided by means of both co-current drive (co-ECCD) and pure heating (ECRH) with power ⩽1.7 MW (H-mode NBI-heated plasmas, PNBI ∼ 7.5 MW, Ip = 1 MA, Bt = 2.1 T, q95 ∼ 3.6). The localized perpendicular injection of ECRH/ECCD onto a resonant surface leads to the delay and/or complete avoidance of disruptions. The experiments indicate the existence of a power threshold for mode stabilization to occur. An analysis of the MHD mode evolution using the generalized Rutherford equation coupled to the frequency and phase evolution equations shows that control of the modes is due to EC heating close to the resonant surface. The ECRH contribution (Δ'H term) is larger than the co-ECCD one in the initial and more important phase when the discharge is 'saved'. Future research and developments of the disruption avoidance technique are also discussed.

日本語訳

ディスラプションは、プラズマ対向部品への直接的なプラズマ加熱による損傷、ハロー電流と渦電流による構造部品への応力、および逃走電子の生成を引き起こす可能性があるため、ITERの運転にとって非常に困難な課題である。電子サイクロトロン(EC)波は、ASDEX UpgradeとFTUにおいて、様々なディスラプションタイプ、プラズマ運転シナリオ、および電力堆積位置を用いた大規模な最近の実験群により、ディスラプション回避のためのツールとして実証されている。この手法は、共鳴面上へのECパワーの局所的な入射による、主にm/n = 2/1の磁気流体力学(MHD)モードの安定化に基づいている。本論文では、ASDEX Upgradeにおいて得られた新たな結果を提示する。すなわち、ECRHと適切な密度フィードバック制御(Lモード・オーミックプラズマ、Ip = 0.6 MA、Bt = 2.5 T)による密度限界ディスラプションの回避後に達成されたグリーンワルド密度を超える安定運転、および共鳴面へのECRH/ECCDの局所的な垂直入射(パワー≦1.7 MW)による高β限界でのNTM駆動ディスラプションの遅延・回避(Hモード・NBI加熱プラズマ、PNBI ≃ 7.5 MW、Ip = 1 MA、Bt = 2.1 T、q95 ≃ 3.6)に関する結果である。共鳴面へのECRH/ECCDの局所的な垂直入射は、ディスラプションの遅延および/または完全な回避をもたらす。実験結果は、モード安定化が発生するためのパワー閾値の存在を示している。一般化されたラザフォード方程式と周波数・位相発展方程式を連成したMHDモード発展の解析により、モードの制御は共鳴面近傍でのEC加熱によるものであることが示される。ECRHの寄与(Δ'項)は、放電が「救済」される初期かつより重要な段階において、共鳴磁気島の電流駆動による寄与よりも大きい。ディスラプション回避技術の今後の研究と発展についても議論する。

装置

asdex-upgrade低精度(概要文一致)iter低精度(概要文一致)

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Plasma disruptionCyclotron waveElectron cyclotron wave
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