Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Novello, L.*; Cara, P.*; Coletti, A.*; Gaio, E.*; Maistrello, A.*; 松川 誠; Philipps, G.*; Tomarchio, V.*; 山内 邦仁
IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 26(2), p.4700507_1 - 4700507_7, 2016/03
被引用回数：7 パーセンタイル：39.48(Engineering, Electrical & Electronic)The voltage transient appearing across and inside the toroidal field (TF) coils of JT-60SA in case of fast voltage variation, such as a safety discharge operated by the quench protection circuit (QPC), can be significantly high. In fact, the voltage distribution between coils and inside the winding can be not uniform during fast transient, being influenced by the presence of parasitic capacitances. A simplified electrical model of the TF coils has been developed to investigate this aspect. The obtained model has been used in conjunction with an electrical model of the TF circuit elements, including a simplified model of the QPC. The worst case in terms of transient voltage applied to the winding has been identified, corresponding to a fault to ground occurring just after QPC operation. It has been verified that the resulting voltage is largely inside the coil insulation capability defined by performed insulation voltage tests.
助川 篤彦; 村上 陽之; 松永 剛; 櫻井 真治; 武智 学; 吉田 清; 池田 佳隆
Fusion Engineering and Design, 98-99, p.2076 - 2079, 2015/10
被引用回数：2 パーセンタイル：17.52(Nuclear Science & Technology)JT-60SA計画は、ITER計画の幅広いアプローチ計画の日欧協力で進められている。JT-60SA容器内コイルは日本で設計・製作を行う。容器内コイル用の樹脂絶縁材には、真空容器のベーキング温度条件(200
C, 40000時間)に沿った耐熱性能が要求される。今回、容器内コイル設計に向け、耐熱耐久性の調査を実施し、
220C環境で、エポキシ樹脂、シアネートエステル樹脂を母材とする7種類の候補樹脂絶縁材の寿命評価を実施した。高温環境下における化学反応速度はアレニウス法で評価する。耐熱耐久試験では、180C, 200C, 220Cの恒温槽で一定期間保持し、その後、絶縁材の重量減少を測定する。樹脂絶縁材の重量減少率の結果を入力にワイブル解析を実施し、その後、アレニウスプロットにより候補樹脂絶縁材の寿命評価を初めて実施した。この結果、容器内コイルの適用温度は169Cであることが分かった。
東島 智; 鎌田 裕; Barabaschi, P.*; 白井 浩; JT-60SAチーム
Fusion Science and Technology, 68(2), p.259 - 266, 2015/09
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)The JT-60SA superconducting tokamak is now under construction toward the first plasma in March 2019 as a joint project between the Broader Approach (BA) Satellite Tokamak Programme of Europe and Japan, and the Japanese national programme. The JT-60SA mission is to contribute to early realization of fusion energy by supporting ITER and by complementing ITER in resolving key physics and engineering issues for DEMO reactors. Before procurements of the major components, some R&Ds for key techniques were performed. By May 2014, 23 procurement arrangements (PAs) have been launched (JA: 13PAs, EU: 10PAs) covering 87% of the total cost of the BA Satellite Tokamak Programme, and the main components have entered the manufacturing stage. In addition, the JT-60SA tokamak assembly started since January 2013. This paper summarizes the recent progress of the JT-60SA project.
清水 友介*; 藤田 隆明*; 有本 英樹*; 仲野 友英; 星野 一生; 林 伸彦
Plasma and Fusion Research (Internet), 10(Sp.2), p.3403062_1 - 3403062_4, 2015/07
In JT-60U, it has been observed that accumulation of tungsten is enhanced with increasing the toroidal rotation in the opposite direction (CTR-rotation) to the plasma current in H-mode plasmas. Two models for convective transport, pinch due to the toroidal rotation (PHZ pinch) and the radial electric field (Er pinch) were proposed. We introduce these two pinch models into integrated transport code TOTAL, and study dependence of the tungsten accumulation on the toroidal rotation. In the high toroidal rotation velocity, we obtained the tungsten accumulation four times as large as in the low one. The model reproduces the trend observed in the experiment.
Zito, P.*; Lampasi, A.*; Novello, L.*; 松川 誠; 島田 勝弘; Portesine, M.*; Fasce, F.*; Cinarelli, D.*; Dorronsoro, A.*; Vian, D.*
Proceedings of IEEE 15th International Conference on Environment and Electrical Engineering (IEEE-EEEIC 2015), p.156 - 160, 2015/06
In JT-60SA, Fast Plasma Position Control Coils (FPPCC) PSs allow controlling the vertical position of the plasma during a plasma shot, against Vertical Displacements Event (VDE). An open loop feed forward voltage control is adopted in order to achieve a fast control of FPPCC PSs. The characteristics of the PS are: 4-quadrant AC/DC converter 12-pulse, DC load voltage 
1000 V and DC load current 5 kA. The design of the FPPCC converters has been validated by a simulation model, finalizing the performances and dynamic behavior of voltage response. After the completion of the realization phase, the testing phase has been carried out in accordance to the IEC60146 Standards and this is the focus of the paper. The tests performed have pointed out a good dynamic behavior of the FPPCC converter in open loop feed forward voltage control, for a reference voltage step of 1kV, the rise time of output voltage is 2.88 ms, confirming outcomes achieved by simulations.
Garcia, J.*; 林 伸彦; Baiocchi, B.*; Giruzzi, G.*; 本多 充; 井手 俊介; Maget, P.*; 成田 絵美*; Schneider, M.*; 浦野 創; et al.
Nuclear Fusion, 54(9), p.093010_1 - 093010_13, 2014/09
被引用回数：38 パーセンタイル：86.63(Physics, Fluids & Plasmas)Extensive physics analysis and modelling has been undertaken for the typical operational regimes of the tokamak devices JET and JT-60U with the aim of extrapolating present day experiments to JT-60SA, which shares important characteristics with both tokamaks. A series of representative discharges of two operational scenarios, H-mode and hybrid, have been used for this purpose. Predictive simulations of core turbulence, particle transport, current diffusion and pedestal pressure have been carried out with different combinations of models. The ability of the models for reproducing the experimental data is analysed and scenario calculations for JT-60SA are performed following an optimum set of models.
Garcia, J.*; 林 伸彦; Giruzzi, G.*; Schneider, M.*; Joffrin, E.*; 井手 俊介; 坂本 宜照; 鈴木 隆博; 浦野 創; JT-60チーム; et al.
Europhysics Conference Abstracts (Internet), 38F, p.P1.029_1 - P1.029_4, 2014/06
Creation of JT-60SA scenarios is necessary in order to make deeper analyses: Fast ions, heating schemes, MHD. Validation exercise: a series of representative discharges of the three main operational scenarios, H-mode, hybrid and steady-state have been selected for each device in order to extrapolate to JT-60SA. An extensive analysis of the main physics similarities and differences among the discharges has been carried out in order to explain results. Using integrated modelling codes CRONOS and TOPICS, benchmark of the codes is done. Predictive core turbulence simulations have been carried out with three transport models: Bohm-GyroBohm, CDBM and GLF23. Particle transport is analyzed with GLF23. Pressure pedestal predictions are simulated with Cordey MHD scaling. Fully predictive simulations of temperatures, density and pedestal have been performed with GLF23 and CDBM models for the temperatures and GLF23 for the density. Calculations for JT-60SA are performed following the best combination of models found.
波多江 仰紀; 内藤 磨; 北村 繁; 佐久間 猛*; 濱野 隆*; 中塚 正大*; 吉田 英次*
Journal of the Korean Physical Society, 49, p.S160 - S164, 2006/12
誘導ブリルアン散乱位相共役鏡を応用し、トムソン散乱計測の測定性能改善を図った。液体フロン化合物を用いた位相共役鏡はレーザー平均出力145W(50Hz)の入力で95%以上の反射率を示した。トムソン散乱への直接的な応用としては、位相共役鏡によりレーザービームを往復させ、迷光を著しく増加させることなく散乱光を倍増させる手法(ダブルパス散乱)を開発した。初期実験ではJT-60に位相共役鏡を取り付けダブルパス散乱させた結果、散乱光を1.6倍に増加させることができた。ダブルパス散乱を発展させ、一対の位相共役鏡間にレーザー光を閉じ込め、数倍以上の散乱光を発生することができるマルチパス散乱も考案した。また、散乱光のS/N改善のため、位相共役鏡を既存のレーザー装置に組み込み、レーザー装置の高出力化を行った。位相共役鏡は高出力増幅器で誘起される波面歪みが効果的に補正し、レーザー出力が当初の8倍を超える368W(7.4J
50Hz)に到達した。この結果からITERの周辺トムソン散乱用レーザーで必要とされる5J, 100Hzの出力を得る見通しがついた。これらを踏まえ位相共役鏡を搭載した、最適化されたITER用レーザーシステム、さらに高空間分解型LIDARトムソン散乱用レーザーシステムの設計・検討を行った。
池田 佳隆; 粒子ビーム加熱システム開発グループ; トカマク国内重点化装置設計チーム
Journal of the Korean Physical Society, 49, p.S43 - S47, 2006/12
JT-60Uでは2種類のNBI装置があり、1つは正イオンを用いて80-85keVのビームエネルギーの粒子入射を行うP-NBI、もう1つは負イオンを用いて350keV以上のビームエネルギーの粒子入射を行うN-NBIである。最近、長パルスのプラズマ研究のため、NBI装置のパルス幅を30秒にすることが求められた。4つの接線入射P-NBIユニットは85keV, 2MWで30秒化改造を行った。残りの7つの垂直入射P-NBIユニットは10秒入射を繋ぐことで30秒入射を実現した。N-NBIに関しては、イオン源電極の熱負荷を軽減する改造を行い、350keV, 約1MWで25秒の入射を達成した。さらに次段階として、超電導コイルを導入するJT-60Uの改造(NCTと呼ぶ)では、NBI装置の100秒化が計画されている。本論文では、最近のJT-60UにおけるNBI装置の進展とNCTに向けたNBI改造設計について報告する。
-mode plasmas in JT-60U tokamak浦野 創; 滝塚 知典; 竹永 秀信; 大山 直幸; 三浦 幸俊; 鎌田 裕
Nuclear Fusion, 46(8), p.781 - 787, 2006/08
被引用回数：23 パーセンタイル：58.7(Physics, Fluids & Plasmas)JT-60Uにおいて、トロイダルベータ値の増加に伴うエネルギー閉じ込めの劣化を無次元輸送解析によって明らかにした。エネルギー閉じ込め性能のベータ依存性は、JT-60UにおけるELMy モード閉じ込めデータベースの解析、また
, 
、及びその他の磁気形状パラメータを固定したベータ値のスキャン実験の結果の両方から調べた。いずれの場合も、エネルギー閉じ込め性能はベータ値の増加に伴って、
の関係を満たすように劣化することがわかった。この結果は、IPB98(y,2)閉じ込め比例則の予測よりも弱い依存性である。本研究の結果から、核融合エネルギー増倍率は、
に比例して増加することが予測される。
坂田 信也; 戸塚 俊之; 清野 公広; 大島 貴幸; 佐藤 稔; 小関 隆久
Fusion Engineering and Design, 81(15-17), p.1775 - 1778, 2006/07
被引用回数：9 パーセンタイル：53.29(Nuclear Science & Technology)JT-60データ処理設備は、複数の計算機による3階層で構成されている。第一階層となる大型汎用計算機は、JT-60全系制御設備との通信を行うとともに、データ処理設備内の階層間通信を管理している。第二階層は、複数のミニコンピュータより構成され、第三階層を構成するさまざまな計測装置からプラズマ実験データを収集する。JT-60データ処理設備では、システムの経年化に伴い、第二階層を構成するミニコンピュータを維持していくことが困難な状態にあることや高度化するプラズマ実験の要求に応えるためにシステム全体の処理能力を向上させる必要があること等の理由から、UNIX系計算機を中心とした処理分散型システムの構築を実施した。さらに、処理分散型システムの構築と並行して、JT-60遠隔実験システムの開発を実施している。本システムは、遠隔地からJT-60実験運転のパラメータとなる放電条件の設定を可能にするものであり、今後の核融合共同研究において重要な課題となっている。
池田 佳隆; 梅田 尚孝; 秋野 昇; 海老沢 昇; Grisham, L. R.*; 花田 磨砂也; 本田 敦; 井上 多加志; 河合 視己人; 椛澤 稔; et al.
Nuclear Fusion, 46(6), p.S211 - S219, 2006/06
被引用回数：59 パーセンタイル：87.12(Physics, Fluids & Plasmas)JT-60Uの負イオンNBI装置では、準定常状態のプラズマ研究を行うため、パルス幅を10秒から30秒に拡張する試みに着手した。そのための最も重要な課題は、イオン源電極の熱負荷軽減であり、2つの改良を提案した。1つは、ビーム同士の相互作用によるビームの拡がりの抑制であり、そのために薄板を引出電極に取付け、局所的な電界を修正した。その厚みは、ビームの偏向を最適に制御するよう決めた。もう1つは、負イオンから電子が剥ぎ取られ、その電子がイオン源内で加速,電極に衝突するストリッピング損失の低減化である。このために加速部の真空排気速度を改善するようイオン源を改造した。これらの改造を行い、現在まで17秒,1.6MWあるいは25秒,約1MWの入射に成功した。
石本 祐樹; 後藤 純孝*; 新井 貴; 正木 圭; 宮 直之; 大山 直幸; 朝倉 伸幸
Journal of Nuclear Materials, 350(3), p.301 - 309, 2006/05
被引用回数：21 パーセンタイル：79.98(Materials Science, Multidisciplinary)ELMによる過渡的な熱負荷を評価するため、JT-60UW型ダイバータの内側ターゲットタイル上に形成された再堆積層の熱物性値をレーザーフラッシュ法を用いて初めて測定した。再堆積層の観察は走査電子顕微鏡によって行い、ストライクポイントの頻度が高い位置に200マイクロメートルを超える再堆積層を確認した。この位置より再堆積層のみの試料を取り出し、分析を行った。マイクロバランスを用いて試料の質量を測定し、再堆積層のかさ密度が、タイル基材である炭素繊維材料のおよそ半分であることを明らかにした。室温から1000度の領域では、比熱は参照試料である等方性黒鉛とほぼ同じであるが、熱拡散係数は、炭素繊維材料に比べておよそ2桁小さいことがわかった。測定した熱物性値をELMの熱流負荷解析に適用すると、熱負荷はタイル表面を炭素繊維材料であるとして解析した場合の10分の1程度になると示唆される。これは、赤外カメラの温度上昇から見積もったダイバータへの熱負荷がプラズマ蓄積エネルギーの減少分よりも大きくなっているという矛盾を説明する理由の1つとなることがわかった。また、熱物性値のポロイダル分布や熱負荷の非一様性を考慮する必要があることも明らかになった。
仲野 友英; 朝倉 伸幸; 竹永 秀信; 久保 博孝; 三浦 幸俊; 清水 勝宏; 木島 滋; 正木 圭; 東島 智; JT-60チーム
Nuclear Fusion, 46(5), p.626 - 634, 2006/05
被引用回数：21 パーセンタイル：57.18(Physics, Fluids & Plasmas)長い時間スケールにおけるプラズマ・壁相互作用を理解するため、放電時間を15秒から65秒に、中性粒子ビーム加熱時間を10秒から30秒に伸張した。長時間Hモード放電の後半ではダイバータ板が粒子飽和することが確認された。放電中にダイバータ板での粒子吸収が徐々に減少し、その後、粒子を吸収しない状態に達した。この壁飽和現象によって、ダイバータ排気を有効にしているにもかかわらず中性粒子ビーム以外の粒子供給がなくても主プラズマの密度が上昇した。また、総入力エネルギーが350MJに達したが、カーボンブルームと呼ばれる急激な炭素不純物の発生や、主プラズマの不純物による希釈は観測されなかった。
坂本 宜照; 井手 俊介; 吉田 麻衣子; 小出 芳彦; 藤田 隆明; 竹永 秀信; 鎌田 裕
Plasma Physics and Controlled Fusion, 48(5A), p.A63 - A70, 2006/05
被引用回数：34 パーセンタイル：73.45(Physics, Fluids & Plasmas)トロイダル回転やその勾配は、プラズマの輸送や安定性に大きな影響を与える要素の一つである。現在のトカマク装置では中性粒子ビームにより大きなトロイダル回転速度を発生/制御することができるが、核融合炉では運動量入力が小さいためそれらは困難である。そこでJT-60Uのさまざまな閉じ込め運転モードプラズマにおいて、電子サイクロトロン(EC)波入射によるトロイダル回転速度分布の応答を調べた。内部輸送障壁を持つ正磁気シアプラズマでは、トロイダル回転速度がCTR方向に変化し内部輸送障壁が劣化する。一方で負磁気シアプラズマでは大きな変化はない。また低加熱パワー入力のLモードプラズマでは、CO方向に変化した。プラズマの分布の差異によるEC入射に対するトロイダル回転速度分布の応答について報告する。
林 伸彦; 滝塚 知典; 坂本 宜照; 藤田 隆明; 鎌田 裕; 井手 俊介; 小出 芳彦
Plasma Physics and Controlled Fusion, 48(5A), p.A55 - A61, 2006/05
被引用回数：7 パーセンタイル：24.63(Physics, Fluids & Plasmas)JT-60U負磁気シアプラズマにおける強い内部輸送障壁(ITB)構造の物理機構を、1.5次元輸送シミュレーションにおけるモデリングにより調べた。箱型ITBの実験データベースに基づいた2つの比例則を生ずる物理を明らかにした。狭いITB幅がイオンポロイダルジャイロ半径に比例する比例則には、(1)輸送が負磁気シア領域で急に新古典輸送になり,(2)新古典輸送とブートストラップ電流を通して圧力と電流分布が自律的に形成され,(3)正磁気シア領域で新古典と異常輸送の差が大きい、ことが重要であることがわかった。一方、ITB内の閉じ込めエネルギー比例則は、閉じ込めエネルギーがMHD平衡による特定の飽和値に達していることを意味し、輸送や駆動電流に関係なく大きなポロイダル磁場非対称性がある強い負磁気シアプラズマで箱型ITBが形成されると成り立つことがわかった。
神谷 健作; 浦野 創; 小出 芳彦; 滝塚 知典; 大山 直幸; 鎌田 裕; JT-60チーム
Plasma Physics and Controlled Fusion, 48(5A), p.A131 - A139, 2006/05
被引用回数：22 パーセンタイル：58.7(Physics, Fluids & Plasmas)Type-I ELMsの特性に対するプラズマ回転と高速イオンのリップルロスの影響に関して、JT-60Uにおける接線及び垂直NBIの組合せとプラズマ体積を系統的に変化させることで調べた。反電流方向NBIにてELMによるエネルギー損失割合が小さくなり、周波数は早くなることが確認された。さらに、ELMのパワーはプラズマ体積の増加とともに小さくなることが見いだされ、このことはELM間の輸送が高速イオンの損失の増大に伴い、増加することを示唆する。
浦野 創; 神谷 健作; 小出 芳彦; 滝塚 知典; 大山 直幸; 鎌田 裕; JT-60チーム
Plasma Physics and Controlled Fusion, 48(5A), p.A193 - A199, 2006/05
被引用回数：10 パーセンタイル：34.1(Physics, Fluids & Plasmas)JT-60Uにおいて、異なるトロイダル磁場リップルで、トロイダル運動量入力を変化させたパワースキャンを行い、Hモードのペデスタル構造の特性を調べた。ペデスタル圧力は高速イオンの損失パワーの減少とともに増大することがわかった。一方で、トロイダル回転によって、ペデスタル圧力は大きく変化しなかった。しかしながら、リップル損失の少ないHモードプラズマでもプラズマ電流に対して順方向のトロイダル回転が大きいほど、高エネルギー閉じ込めが得られることがわかった。
La Haye, R. J.*; Prater, R.*; Buttery, R. J.*; 林 伸彦; 諫山 明彦; Maraschek, M. E.*; Urso, L.*; Zohm, H.*
Nuclear Fusion, 46(4), p.451 - 461, 2006/04
被引用回数：151 パーセンタイル：97.54(Physics, Fluids & Plasmas)新古典テアリングモード(NTM)は、ITER標準シナリオにおいては理想キンク限界よりも低いベータ領域で発生し、プラズマ性能を制限する主要な要因となる。ポロイダルモード数
,トロイダルモード数
のNTMは、(1)NTM成長率が最大となる特徴的な「限界」磁気島幅,(2)無変調のco方向の電子サイクロトロン電流駆動(co-ECCD)による「飽和した」3/2 NTM磁気島の安定化に関する実験研究が特に進んでいる。ASDEX-Upgrade, DIII-D, JETにおけるベータ・ランプダウン実験(ベータ値を徐々に下げる実験)から、
のNTMを(ECCDなしで)消滅させるための限界ベータ値が決定された。このデータと、ASDEX-Upgrade, DIII-D, JT-60UにおけるECCDによる3/2 NTM安定化実験(ベータ値はほぼ一定)との比較を行った。その結果、両方の実験データセットにおいて、NTMが消滅する磁気島幅はイオンバナナ幅の約2倍であることが明らかになった。解析にあたり、4装置ASDEX Upgrade, DIII-D, JET, JT-60Uにおける飽和磁気島幅を評価する共通の方法を開発した。また、この比較で得られたモデルを用いてITERにおけるECCDを用いた, 2/1のNTMの安定化の評価を行った。その結果、ITERの上方ECCD入射方式は、磁気島幅を大幅に減少させるのに有効であることが明らかになった。また、ECCDは、ITERにおいてモードロックを回避するのにも有効であることがモデル計算により明らかになった。
竹石 敏治*; 片山 一成*; 西川 正史*; 正木 圭; 宮 直之
Journal of Nuclear Materials, 349(3), p.327 - 338, 2006/03
被引用回数：6 パーセンタイル：41.32(Materials Science, Multidisciplinary)本報告ではJT-60Uの重水素放電時に使用された等方性グラファイトバルク並びにCFCタイルバルクに蓄積されているトリチウムの放出実験を行い、タイルバルクからのトリチウム放出挙動や回収方法についての検討を行ったものである。今回トリチウム放出に使用したいずれのタイル試料も、放出前のSEM観察により明確なタイル表面での再堆積層の形成が認められなかった部分のものであり、タイルバルクからのトリチウムの放出挙動として扱うことができると考えられる。どのタイル試料においても乾燥ガスパージによって拡散によりタイルから放出されるトリチウムの一部はいったんバルク内の水酸基等にトラップされるためタイルに残留する。このトラップされたトリチウムの短時間での放出には同位体交換反応が有効であった。しかしながら、昇温操作(1200C)による高温状態での交換反応による回収操作を行ってもまだタイルに捕捉されているトリチウムの約1%は残留し、すべてのトリチウムの短時間での回収には酸素燃焼を行う必要があることがわかった。燃焼法については等方性グラファイト,CFCタイルともに約600C以上で燃焼が確認されたが、800C付近が有効な燃焼温度であることが判明した。
