AbstractImproved confinement is indispensable for designing an attractive fusion reactor, and an H-mode is one of the most prominent candidates for a fusion reactor plasma. It is experimentally clear that there exists a minimum heating power so as to access the H-mode confinement region. This threshold power has been investigated in many tokamak devices, and recently compiled with some plasma parameters. We simulated the plasma ramp-up of the International Thermonuclear Experiment Reactor, Engineering Design Activity (ITER EDA) by using a global model simulation based on a power balance equation and a helium particle balance equation with L- to H- and H- to L-mode transitions. A new ramp-up method was adopted, whereby the surface area of the plasma is varied during the ramp-up phase to save the auxiliary heating power for ignition or for operating at an elevated density. This method reduces the heating power from 100 to 30 MW or increases the initial density from 0.5×1020 to 0.9×1020 m−3 when the threshold power is in proportion to the plasma surface. The PF coil system is discussed with this ramp-up method and a plasma equilibrium code, and it is found that when the plasma is ramped up from the outer-side of the torus such as in the ITER-EDA design, the power supply of 1.7 GW is sufficient for PF coil system, being independent of the winding method of the central solenoid (CS) coil. However the inner-side ramp-up, which is preferable for reducing L/H transition power, can be realized only when the flexibility of the CS coil is preserved with a pancake winding.
改善された閉じ込めは、魅力的な核融合炉を設計するために不可欠であり、Hモードは核融合炉プラズマの最も有力な候補の一つである。Hモード閉じ込め領域に到達するためには最小の加熱電力が存在することが実験的に明らかである。この閾値電力は多くのトカマク装置で調査され、最近ではいくつかのプラズマパラメータとともにまとめられている。我々は、LモードからHモード、およびHモードからLモードへの遷移を伴うパワーバランス方程式とヘリウム粒子バランス方程式に基づくグローバルモデルシミュレーションを用いて、国際熱核融合実験炉工学設計活動（ITER EDA）のプラズマ立ち上げをシミュレーションした。新しい立ち上げ方法が採用され、それにより点火または高密度運転のための補助加熱電力を節約するために、立ち上げ段階中にプラズマの表面積が変化させられる。この方法は、閾値電力がプラズマ表面積に比例する場合、加熱電力を100 MWから30 MWに低減するか、または初期密度を0.5×10²⁰から0.9×10²⁰ m⁻³に増加させる。PFコイルシステムは、この立ち上げ方法とプラズマ平衡コードを用いて議論され、ITER EDA設計のようなトーラスの外側からの立ち上げの場合、1.7 GWの電源供給がPFコイルシステムに十分であり、中心ソレノイド（CS）コイルの巻き方に依存しないことが見出された。しかし、L/H遷移電力の低減に好ましい内側からの立ち上げは、パンケーキ巻きによってCSコイルの柔軟性が保たれる場合にのみ実現可能である。