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Operation of a simulated non-steady tokamak fuel loop using the tritium systems test assembly

トリチウムシステム試験施設(TSTA)を用いた非定常トカマク燃料ループの模擬試験

小西 哲之; 山西 敏彦; 榎枝 幹男; 林 巧; 大平 茂; 山田 正行; 鈴木 卓美; 奥野 健二; Sherman, R. H.*; Willms, R. S.*; Taylor, D. J.*; R.V.Carlson*; J.E.Nasise*; Barnes, J. W.*; Bartlit, J. R.*; Anderson, J. L.*

Konishi, Satoshi; Yamanishi, Toshihiko; Enoeda, Mikio; Hayashi, Takumi; Ohira, Shigeru; Yamada, Masayuki; Suzuki, Takumi; Okuno, Kenji; Sherman, R. H.*; Willms, R. S.*; Taylor, D. J.*; R.V.Carlson*; J.E.Nasise*; Barnes, J. W.*; Bartlit, J. R.*; Anderson, J. L.*

米国ロスアラモス国立研究所のトリチウムシステム試験施設(TSTA)は核融合炉燃料循環系の模擬試験施設であり、原研との日米協力によって100グラムレベルのトリチウムを用いて最長25日間の定常運転に成功した。しかし近未来のトカマクはパルス運転が想定され、また現実の装置では起動、停止など非定常条件にも対応する必要がある。この燃料循環系の非定常条件での挙動の研究を行うため、2年間協定を延長して実験を行っている。深冷蒸留による同位体分離システムはフィードバック流を用いた流路と1~2本に蒸留塔を減らした配位を用い、また自動制御を加えた。原研製燃料精製システム(JFCU)は新たに模擬プラズマ排ガスをバッチ処理する配位を用い、インベントリーを大きく低減することが確認された。TSTAループは満足すべき運転の柔軟性を示したが、制御上のいくつかの問題も摘出された。

no abstracts in English

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