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論文

Energetic neutral particle measurement with natural diamond detector in JT-60U

草間 義紀; 石川 正男; 武智 学; 西谷 健夫; 森岡 篤彦; 笹尾 真実子*; 磯部 光孝*; Krasilnikov, A.*; Kaschuck, Y.*

Proceedings of Plasma Science Symposium 2005/22nd Symposium on Plasma Processing (PSS-2005/SPP-22), p.395 - 396, 2005/00

JT-60の重水素放電による中性子/$$gamma$$線発生環境下において、天然ダイアモンド検出器を用いた高エネルギー中性粒子の測定に成功した。中性子及び$$gamma$$線のノイズを低減するため、ダイアモンド検出器をポリエチレンと鉛で覆った。そのシールドは期待通りの性能を示した。負イオン源中性粒子ビーム入射(NNBI)で生成される高エネルギーイオンによってトロイダル・アルヴェン固有モード(TAE)が励起された際に、高エネルギーイオンの輸送を示唆する中性粒子束の急激な上昇を観測した。中性粒子の上昇が観測されたエネルギー範囲は、高エネルギーイオンとTAEとの共鳴的な相互作用で予測されるエネルギー範囲と一致した。

論文

Transmission electron microscopy of redeposition layers on graphite tiles used for open divertor armor of JT-60

後藤 純孝*; 新井 貴; 柳生 純一; 正木 圭; 児玉 幸三; 宮 直之

Journal of Nuclear Materials, 329-333(1), p.840 - 844, 2004/08

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2004.04.314
 被引用回数：15 パーセンタイル：68.07(Materials Science, Multidisciplinary)

JT-60の下部X点ダイバータで使用された黒鉛タイル上の再堆積層を、透過型電顕(TEM)及び制限視野電子回折(SAD)により解析した。タイル使用時期は1988年6-10月で、各300回と1500回の下部X点ダイバータ配位及びリミター配位による軽水素放電が行われた。SEMによる再堆積層の断面観察により、トロイダル方向の厚さ分布を測定した。内側再堆積層2か所から採取した表面層約6$$mu$$mのポロイダル及びトロイダル断面TEM像を観察し、各層構造と約40回のショット履歴を対応させ解析した。再堆積層中の柱状構造は、低加熱入力($$<$$11MW)のダイバータ配位放電で「足」位置から離れた領域に、また層状構造はリミター放電または高加熱入力のダイバータ配位放電に対応して形成される。また炭素-Moあるいは炭素-Ni, Fe, Cr, Tiの共堆積層はディスラプションに対応する。柱状堆積物及びその結晶子のトロイダル配向角分布から、柱状構造の成因は、低温成膜による吸着原子の低移動度と、炭素不純物イオンの斜入射によるセルフシャドウ効果で説明した。

論文

臨界プラズマ試験装置(JT-60)の放射線管理

山根 健路

保健物理, 32(2), p.240 - 244, 1997/00

https://doi.org/10.5453/jhps.32.240

日本原子力研究所那珂研究所に設置されている臨界プラズマ試験装置は、1985年4月に核融合炉の研究開発を実施する目的で設置され、1989年10月まで水素放電実験が行われた。その後、重水素放電実験を開始するため、大電流化の改造が行われ、1991年7月から重水素を用いたプラズマ放電実験の運転が開始された。改造されたJT-60装置のプラズマ放電実験では、核融合反応等により、中性子線とX線及び$$gamma$$線が発生し、中性子線により真空容器内構造物や周辺機器が放射化されている。また、核融合反応によりトリチウムが生成され、真空容器内、真空排気設備系統の配管及び真空ポンプ内にトリチウムが含まれている。ここでは、JT-60装置等の概要と放射線管理について報告する。

報告書

JT-60U重水素実験における装置放射化評価

宮 直之

JAERI-M 93-216, 70 Pages, 1993/11

JAERI-M-93-216.pdf:1.94MB

大型トカマク装置JT-60Uにおける装置の核種分析とその近傍における線量当量評価を1次元円環モデルを用いて行った。計算には中性子、$$gamma$$線輸送計算コードANISN及び誘導放射能計算コードCINACを使用した。真空容器周辺構造物において線量当量に寄与する主力$$gamma$$線源核種は高マンガン鋼製のトロイダル磁場コイルケース中の$$^{56}$$Mn、インコネル625製真空容器中の$$^{58}$$Co、ステンレス(SS-316)製第一壁合座中の$$^{60}$$Coである。定期点検期間に対応する実験停止後3日~3カ月においては、$$^{58}$$Co、$$^{60}$$Coなどの長半減期核種が残留放射線の蓄積をもたらしている。重水素実験開始後2年間の放射化についての計算評価は実測とよく一致した。1次元モデルの適応性を検討し、トロイダル磁場コイル構造のモデル化に伴う誤差30%以内での線量当量評価が可能であることを示した。

論文

JT-60Uにおける重水素実験

竹内 浩; JT-60チーム

日本原子力学会誌, 35(6), p.501 - 509, 1993/06

https://doi.org/10.3327/jaesj.35.501
 被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)

JT-60は、プラズマ性能の向上のために、プラズマ電流体積及び加熱入力の増大を図った改造工事を昭和63年秋に開始し、平成3年3月に終了して、JT-60Uとして直ちに実験を開始した。これと並行して、重水素放電に必要な諸施設の整備を行なった。実験開始からこれまで、Hモード及び高$$beta$$$$_{p}$$モードを中心とした閉じ込め性能の向上に重点を置いた重水素加熱実験を実施して来た。平成4年10月末現在における最高性能は、中性子発生量:2.8$$times$$10$$^{16}$$個/秒、イオン温度:38KeV(世界最高)、核融合積:~4.4$$times$$10$$^{20}$$m$$^{-3}$$・sec・KeVに達した。また、ダイバータにおける遠隔放射冷却、熱流束の経験則、核融合反応生成物の評価、トロイダル磁場による粒子損失非誘導電流駆動、ディスラプション制御等の研究を進め、炉心プラズマの開発に有用なデータを蓄積した。

報告書

Review of JT-60U experimental results from March to October, 1991

JT-60チーム

JAERI-M 92-073, 348 Pages, 1992/06

JAERI-M-92-073.pdf:12.53MB

JT-60Uの建設は1991年3月に完了し、3月末より軽水素ガスを用いたジュール加熱実験を、7月より重水素放電を開始した。本論文では、これらJT-60Uの初期運転において得られた以下の実験結果について述べる。1)プラズマ制御の最適化、2)閉じ込め改善とその特性評価、3)MHDとディスラプション研究、4)不純物制御とダイバータ研究、5)リップル損失、高エネルギー粒子及びDD反応生成粒子の研究、6)LH電流駆動実験、これらの実験で得られた主なパラメータは、プラズマ電流5MA、最大イオン温度20keV以上、最大中性子発生率1.3$$times$$10$$^{16}$$コ/秒である。また閉じ込め改善度の最大値はITERパワー則の2.9倍も、トロイダル磁場4TでL-H遷移を得ている。

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