Electron cyclotron resonance discharge cleaning by using LHRF system on JT-60U

牛草 健吉; 関 正美; 菅沼 和明; 豊島 昇; 池田 佳隆

Fusion Engineering and Design, 45(2), p.137 - 144, 1999/05

https://doi.org/10.1016/S0920-3796(99)00002-2

第1壁が炭素タイルで覆われたJT-60Uにおいて、2GHzの低域混成波加熱・電流駆動システムを用いて、電子サイクロトロン波による放電洗浄を行った。電流駆動用アンナテから、高周波電力125kW,パルス幅60秒の高周波をトロイダル磁場0.06Tを印加した真空容器内に繰返し入射し放電洗浄プラズマを生成した。電子サイクロトロン波による放電洗浄は、グラファイト壁のリサイクリング率を増大するとともに、壁から水分子を顕著に放出することが判明した。さらに、重水素実験により第一壁の蓄積されているトリチウムを効果的に放出していることを明らかにした。これは、電子サイクロトロン波放電洗浄を利用したトカマク炉内のトカマクインベントリー低減化を示唆している。

Present status of JT-60SU design

栗田 源一; 牛草 健吉; 菊池 満; 永島 圭介; 閨谷 譲; 宮 直之; 豊島 昇; 高橋 良和; 林 巧; 栗山 正明; et al.

Proceedings of 17th IEEE/NPSS Symposium Fusion Engineering (SOFE'97), 1, p.233 - 236, 1998/00

SSTRのような定常トカマク炉を実現するためにはアルファ粒子の加熱に加えて、高q(5~6)と高(2~2.5)において、良好な粒子制御体での高いエネルギー閉込め(Hファクター2)、安定な高規格化(~3.5)、高いブートストラップ電流の割合と高効率電流駆動、ダイバータによる熱負荷の軽減とヘリウム排気等を同時に達成する必要がある。定常炉心試験装置は、ITERの先進的シナリオに貢献すると同時に、このような炉に適した運転モードを重水素を用いて確立するために、研究されている。18個のTFコイルは、R=4.8mにおいて6.25Tのトロイダル磁場を発生し、10組のPFコイルは、楕円度2まで、三角形度は、ダブルヌルで0.8までとれる設計となっている。電流駆動系は、広い範囲の電流分布制御ができるように、合計60MWの負イオンNBIとECHの組合せとなっている。

定常炉心試験装置の設計研究,第3編; 超伝導コイル設備

牛草 健吉; 森 活春*; 中川 勝二*; 永島 圭介; 栗田 源一; 豊島 昇; 青柳 哲雄; 高橋 良和; 松井 邦浩; 菊池 満; et al.

JAERI-Research 97-027, 281 Pages, 1997/03

JAERI-Research-97-027.pdf:9.25MB

定常炉心試験装置の超伝導マグネット及びHe冷凍機設備の設計を行った。超伝導線材としてNbAlとNbTiを併用したトロイダル磁場コイルは、18個のD型コイルで構成され、隣合う2個のコイルをシアパネルで連結することでコイル単体150トンの軽量なコイルを実現した。10個のポロイダルコイルの最適設計を行い、10MA,200秒の電流フラットトップを生成し、プラズマ位置形状制御に融通性のあるシステムが構成できた。装置の誤差磁場を補正するための超伝導コイルを採用することとした。総低温重量4000トンの超伝導マグネット系を1ヶ月以内に4.5Kまで冷却し、定常的熱負荷約6.5kW及び非定常熱負荷8.5MJを放電間隔30分以内で除熱するために、冷凍能力36kWのヘリウム冷凍設備を設計した。

定常炉心試験装置の設計研究,第9編; トリチウム燃料系、安全系

林 巧; 宮 直之; 菊池 満; 豊島 昇; 牛草 健吉; 正木 圭; 神永 敦嗣; 北井 達也*; 栗田 源一; 永島 圭介; et al.

JAERI-Research 97-007, 150 Pages, 1997/03

JAERI-Research-97-007.pdf:4.07MB

定常炉心試験装置におけるプラズマ燃料系とトリチウム安全系設備の設計検討結果をまとめた。プラズマ燃料系は真空排気、精製捕集、同位体分離、1次系ガス処理及び燃料供給設備で構成される。また、トリチウム安全系は建家換気、不活性ガス処理、緊急時トリチウム処理及び制御モニタリング設備等により構成される。低トリチウムインベントリ化の観点から、同位体分離設備においては深冷蒸溜塔を3カラム構成とし、アウトプットのトリチウム純度を60%以下のDT混合ガスを循環する方式として、インベントリを5g程度に低減できる見通しを得た。トリチウム安全系においては、実験棟本体・組立室及びトリチウム取扱設備室の建家を三次格納系とした緊急時トリチウム処理設備(気体分離膜システム)の検討を進め、1週間で1DCへのトリチウム除去が可能であることを示した。

Design study of nuclear shielding and fuel cycle for steady-state tokamak device JT-60SU

宮 直之; 林 巧; 鈴木 優*; 永島 圭介; 閨谷 譲; 豊島 昇; 鈴木 達志*; 菊池 満; 内藤 大靖*; 永見 正幸

Fusion Engineering and Design, 36(2-3), p.309 - 324, 1997/00

https://doi.org/10.1016/S0920-3796(96)00696-5

JT-60U以降の計画として、評価・検討を進めている定常炉心試験装置の遮蔽・排気処理系についてまとめた。薄板2重壁構造の真空容器の内部に遮蔽材を兼ねたボロン入冷却水を循環する水タンク方式とした。装置全体は40cm厚のコンクリート製クライオスタット内に格納する。低放射化材料としてこれまで評価してきたTi合金に加え、今回新たに代替案として、SUSとタングステンの組合せを提案し、線量当量の設定目標を満たす遮蔽構造を示した。ダイバータポートの実効排気速度20pam/s(30mol/h)を可能とする定常粒子排気系を検討した。プラズマ及びNBIからの排気ガスは燃料精製系で不純物を処理した後、プラズマ燃料として循環再利用する。本装置のDD放電では0.2g/年のトリチウムが発生する。トリチウム循環系は多重格納とし、緊急時の処理が可能なトリチウム安全処理系を検討した。

Conceptual design study of nuclear shielding for the steady state tokamak device JT-60SU

宮 直之; 永見 正幸; 中島 信治*; 中村 博雄; 牛草 健吉; 及川 晃; 西谷 健夫; 豊島 昇; 木下 茂美*; 中川 敏*; et al.

Fusion Engineering and Design, 23, p.351 - 358, 1993/00

https://doi.org/10.1016/0920-3796(94)90019-1

JT-60の高性能化に続く計画として、トカマクの定常化研究を目的とした炉心模擬装置JT-60SU(中性子発生量1.010n/s,410n/s)における遮蔽構造の概念検討結果をまとめた。真空容器の低放射化候補材料としてAl合金とTi合金を比較検討した。合金としてTi-6Al-4Vを使用し、真空容器を厚さ25~40cmの薄板2重壁リブ構造として、1%のBを添加した冷却水タンク方式を採用した。この結果、一周抵抗~50、運転停止後1年後の真空容器内線量当量~15mrem/h、インボード側トロイダル磁場コイルの超電導材における核発熱1mW/cc以下、また同コイルの冷凍機容量は~11kWとなり、これらの結果は当初設定した遮蔽設計基準をほぼ満たし得ることを示した。

Plasma coupling test of RF heating system in JT-60

上原 和也; 池田 佳隆; 三枝 幹雄; 坂本 慶司; 藤井 常幸; 前原 直; 恒岡 まさき; 関 正美; 森山 伸一; 小林 則幸*; et al.

Fusion Engineering and Design, 19(1), p.29 - 40, 1992/07

https://doi.org/10.1016/0920-3796(92)90061-8

JT-60RF加熱装置のプラズマとの結合試験の様子が述べられている。RF加熱装置は2GHz帯と120MHz帯の高周波加熱装置で合計30MWがJT-60に入射される。全システムは、全系制御システムとリンクしたミニコンピューターで自動的に制御され、RFパワーと位相差があらかじめセットされたプレプログラムに従って、制御される。プラントデーターは装置の状況と把握するのに用いられ、RF入射中に集計、記録できるようになっている。両方の周波数帯の高周波が単独にあるいは中性粒子ビーム(NBI)入射中と連携で入射することが可能で、JT-60の追加熱実験に十分な性能を有することが示された。

Effect of flow rate on fission-product deposition from high-temperature gas streams

北原 種道; 横尾 宏; 海江田 圭右; 豊島 昇; 福島 征夫; 熊谷 勝昭; 山田 忠則; 小菅 征夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 13(3), p.111 - 118, 1976/03

https://doi.org/10.3327/jnst.13.111

固体状FPの沈着挙動に関する実験的研究を、インパイルヘリウムループを用いて、ガス温度500C、レイノルズ数1,300~13,000の流動ガスを対象に行った。ステンレス鋼管を流動ガスに曝し、沈着したFPの流れ方向の分布を線スペクトル測定法により求めた。沈着分布の形を基に沈着核種を3つのグループに分類できる。5Zr-Np,7Zr,9Mo,03Ru,32Teを第1グループ、Sr,Ba-La,Ceを第2グループ、I,Iを第3グループとした。Csは第2および第3グループの特徴を示した。指数関数的分布を示す第1グループ核種に対して沈着係数を得た。沈着係数に及ぼす流量(レイノルズ数)の影響を検討した結果、レイノルズ数13,000以下の流れに対して、金属FPの沈着速度は境界層における物質移行によって決定され、表面での吸着にはほとんど影響されないことが分かった。