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若井 栄一; 渡辺 一慶*; 伊藤 譲*; 鈴木 晶大*; 寺井 隆幸*; 八木 重郎*; 近藤 浩夫; 金村 卓治; 古川 智弘; 平川 康; et al.
Plasma and Fusion Research (Internet), 11, p.2405112_1 - 2405112_4, 2016/11
The lithium target facility of IFMIF (International Fusion Materials Irradiation Facility) consists of target assembly, lithium main loop, lithium purification loops, the diagnostic systems, and remote handling system. Major impurities in the lithium loop are proton, deuterium, tritium, 7-Be, activated corrosion products and the other species (C, N, O). It is very important to remove nitrogen content in lithium loop during operation, in order to avoid the corrosion/erosion of the nozzle of lithium target for the stable lithium flow on the target assembly. Nitrogen in the lithium can be removed by N hot trap using Fe-5at%Ti alloy at temperatures from 400 to 600
C. In this study, the specification and the detailed design were evaluated, and the component of N hot trap system was fabricated.
錦織 良; 小島 有志; 花田 磨砂也; 柏木 美恵子; 渡邊 和弘; 梅田 尚孝; 戸張 博之; 吉田 雅史; 市川 雅浩; 平塚 淳一; et al.
Plasma and Fusion Research (Internet), 11, p.2401014_1 - 2401014_4, 2016/03
ITERやJT-60SAにおける中性粒子入射装置では、多孔多段(MAMuG)加速器による高エネルギー、大電流ビームの安定供給が要求されている。これらの加速器の設計に向けては、真空放電で決まる耐電圧の予測が重大な課題となっており、原子力機構では、MAMuG加速器をの耐電圧を物理理解に基づいて設計するために、真空放電の物理過程の研究を実施している。これまでの研究成果から、この真空放電は電界放出電子による暗電流が起点となっていると考えている。しかし、F-N理論によれば、暗電流は電界増倍係数
によって決まるが、これまでは実験的にしか求めることができなかった。そこで、今回、の決定機構を調べるために、MAMuG加速器の大面積電極の電界の異なる3つの領域で独立に暗電流を測定した。その結果、は電極のコンディショニングと共に低下するが、絶縁破壊電界Eによって表される実効電界Eが一定で1MV/mmであることが分かった。これは、小型電極から求めた実効電界Eよりも1桁大きい値であり、面積の依存性を示唆していると考えている。このEの値を利用することにより、絶縁破壊電界時におけるを求めることができ、暗電流の評価と耐電圧の予測を関連付けることができると考えている。
井戸村 泰宏
Plasma and Fusion Research (Internet), 11, p.2403006_1 - 2403006_5, 2016/02
本研究ではイオン温度勾配駆動捕捉電子モードによって励起された減衰乱流の飽和機構を調べた。シミュレーションの非線形準定常状態において乱流輸送が抑制され、そこでは線形臨界温度勾配パラメータを上回る温度分布が形成される。このような非線形の臨界温度勾配は波状の密度分布がもたらす強いシアをもつ径電場によって維持される。この密度分布構造は通過電子の非断熱的応答が重要になる低次のモード有理面近傍の電子輸送と関係していることがわかった。
若月 琢馬; 鈴木 隆博; 林 伸彦; 白石 淳也; 井手 俊介; 久保 博孝; 高瀬 雄一*
no journal, ,
Feasibility of plasma current ramp-up in JT-60SA without additional CS flux consumption after initial plasma formation has been investigated using an integrated modeling code suite (TOPICS). In our previous study, we developed a scenario in which the plasma current is ramped-up from 0.6 MA to 2.1 MA without additional CS flux consumption by overdriving the plasma current using neutral beams (NB) and electron cyclotron (EC) waves. The investigation of the ramp-up scenarios with several prescribed density profiles revealed that a pressure profile with an H-mode pedestal and a wide internal transport barrier (ITB) whose foot is located at a large minor radius is required in order to obtain a large bootstrap current within the MHD stability limit. In this study, we introduce a particle transport model according to experimental results of JT-60U. Particle transport is calculated by assuming that the particle diffusivity is a sum of neoclassical and anomalous diffusivities and particle pinch velocity is zero. As a result, it is shown that the location and strength of the ITB can be modified by changing the heating, current drive and fueling method using NB and EC. An ITB which is strong enough to overdrive the plasma current can be obtained within the proposed NB and EC capability at JT-60SA. We will show controllability of the pressure profile considering the ideal MHD stability.
山本 剛史; 谷塚 英一; 波多江 仰紀; 太田 和也*; 橋本 慰登*; 中村 来*; 杉江 達夫*; 竹内 正樹; 北澤 真一; 小川 宏明; et al.
no journal, ,
原子力機構は、ITER計画において、周辺トムソン散乱計測装置の詳細設計を進めている。同計測装置では高出力のレーザーを用いるため、ハードウェア論理回路を基にしたインターロック機能により、異常発生時にはレーザー装置を緊急停止する必要がある。一方、制御プログラムには、機器の異常を未然に防止するための機器保護処理が組み込まれる。従来、機器保護処理はハードウェア設計を分析し、作成されてきた。そのため、ソフトウェア開発者のハードウェア設計に対する解釈の誤りが、プログラムの不具合の要因の一つとなっていた。その問題を解決するために、インターロック論理図から制御プログラムの雛型を情報技術を用いて自動生成する処理を考案した。また、同自動生成処理の応用として、装置の系統図から様々な情報を生成することを発案した。具体的な応用例として、HAZOP(hazard and operability study)と呼ばれるリスク解析法で用いられる潜在リスクを予め定めた単語(ガイドワード)と、系統図の情報を組み合わせることで、リスク項目を自動生成することを新たに提案する。リスク項目の自動生成により、従来よりもリスクの見落としが減少することが期待できる。
春日井 敦
no journal, ,
IFMIFの工学実証(EVEDA)における最大の課題が大電流線形加速器である。特に、空間電荷が問題となる低エネルギー側の、入射器(100keV/140mA/CW)、高周波四重極加速器(RFQ: 5MeV/125mA/CW)、そして超伝導リニアックの初段(9MeV/125mA/CW)については、IFMIF実機の建設判断を下す前に工学実証を行う必要がある。そこで、入射器と超伝導リニアックはフランス原子力庁サクレー研究所(CEA Saclay)が、RFQはイタリアのINFN研究所が、そして高周波電源やビームダンプ等はスペインのシーマット研究所が、建屋や全体制御系は日本が中心となって分担し、青森県六ヶ所村に新設された国際核融合エネルギー研究センターにおいて実証試験を行うことになっている。入射器は予備試験を終えてフランスから六ヶ所村に搬入され、2014年11月から入射器の実証試験を開始した。水素イオンビームによる実証試験の後、2015年7月には放射線障害防止法の放射線発生装置としての施設検査を終えて、重水素イオンビームの試験を開始した。
