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plasma operation玉井 広史; 秋場 真人; 疇地 宏*; 藤田 隆明; 濱松 清隆; 橋爪 秀利*; 林 伸彦; 堀池 寛*; 細金 延幸; 市村 真*; et al.
Nuclear Fusion, 45(12), p.1676 - 1683, 2005/12
被引用回数：15 パーセンタイル：45.44(Physics, Fluids & Plasmas)トカマク国内重点化装置の設計研究をまとめた。装置の設計は、プラズマのアスペクト比と形状制御性に関して自由度を広く確保できることが求められている。これは、ITERと平行して研究を進めるとともに、定常高ベータプラズマ運転についての科学的なデータベースをDEMOへ提供する観点から重要である。この目標に合致するように、プラズマのアスペクト比と形状の自由度の確保について、これまで比較的困難であったダイバータ排気性能との両立が図られるように装置設計を行った。この装置設計に基づいて、閉じ込め,安定性,電流駆動,ダイバータプラズマ等の物理性能を評価し、主目的である定常高ベータプラズマを実現するための制御方法を検討した。
岸本 浩; 石田 真一; 菊池 満; 二宮 博正
Nuclear Fusion, 45(8), p.986 - 1023, 2005/08
被引用回数：40 パーセンタイル：28.81(Physics, Fluids & Plasmas)大型トカマク装置JT-60は、高い閉じ込め及び高い温度と密度を持つ高性能プラズマを、可能な限り小さな外部入力による非誘導電流駆動で長時間維持することに焦点を合わせて研究を進めてきた。高ポロイダルベータ放電による自発電流割合80%以上の最初の実証、及びこの結果に基づく定常トカマク炉SSTRの概念構築を契機に、いわゆる先進トカマク研究が開始された。JT-60における内部輸送障壁の最初の観測が内部輸送障壁を持つ負磁気シア放電研究の引き金となった。負磁気シア放電により、世界最高のDT等価エネルギー利得1.25が達成された。また、高ポロイダルベータ放電において世界最高のイオン温度45keVと世界最高の核融合積が達成された。先進トカマク研究は現在のトカマク研究開発の主流である。さらにコンパクトITERの概念がJT-60の研究に基づき検討され提案された。
梶原 健*; 池田 佳隆; 関 正美; 森山 伸一; 及川 聡洋; 藤井 常幸; JT-60チーム
Nuclear Fusion, 45(7), p.694 - 705, 2005/07
被引用回数：60 パーセンタイル：85.7(Physics, Fluids & Plasmas)JT-60Uにおいて電子サイクロトロン加熱(ECH)を用いた予備電離によるプラズマ電流立ち上げ実験を行った。プラズマ着火時に最大値をとる周回電圧を200kWのECHにより30Vから4Vまで引き下げることに成功した。この時の電場は0.26V/mであり、ITERで必要とされる0.3V/m以下の条件を満たしている。また、予備電離によるプラズマ立ち上げ特性を調べるために、初期封入ガス圧,共鳴位置,偏波角度,入射位置を変えてその依存性を取得した。これまで小,中型トカマクでの実験からECH予備電離でのプラズマ立ち上げ特性は入射位置及び偏波角度に依存しないと言われていたが、大型トカマクにおいては依存性があることを明らかにした。さらに、2倍,3倍の高調波による予備電離の実験では、2倍高調波では800kWのECHによりプラズマ電流は立ち上がり、3倍の高調波では1.6MWのECHに7MWの中性粒子加熱を加えても立ち上がらないことが判明した。
池田 佳隆; 久保 伸*
プラズマ・核融合学会誌, 81(3), p.160 - 166, 2005/03
電子サイクロトロン(EC)波を用いた、核融合研究装置における電子温度と電流の局所制御について解説する。この局所制御を行うEC加熱装置の最近の進展も簡単に報告する。EC波の特徴は、局所的で高加熱密度である。プラズマ閉じ込め特性を改善するためのEC波を用いた電流分布と電子温度分布の実験について議論を行う。
井上 多加志; 坂本 慶司
日本原子力学会誌, 47(2), p.120 - 127, 2005/02
核融合開発の現状と今後の展望を、核融合分野外の日本原子力学会会員に理解してもらうことを目的とした、原子力学会核融合工学部会企画の連載講座第3回である。トカマク型炉で核融合反応を起こし、定常運転を行うために不可欠なプラズマ加熱法として、中性粒子ビーム入射(NBI)と高周波(RF)を取り上げる。そのプラズマ加熱と定常運転・プラズマ高性能化のための電流駆動原理を概説するとともに、ITER向け加熱装置の開発の現状を紹介する。
三浦 幸俊; 星野 克道; 草間 義紀
プラズマ・核融合学会誌, 80(8), p.653 - 661, 2004/08
原研のトカマク装置JFT-2Mにおける全ての実験運転が2004年3月をもって終了した。1983年4月27日のファーストプラズマ以来21年間の実験運転により、高閉じ込めモード(Hモード),加熱・電流駆動,先進プラズマ制御,低放射化フェライト鋼と改善閉じ込めとの両立性の確認などの研究において、核融合エネルギー研究やプラズマ物理研究をリードする多くの重要な成果を挙げた。これらの成果の中から、特に重要な幾つかについて述べる。
玉井 広史; 栗田 源一; 松川 誠; 浦田 一宏*; 櫻井 真治; 土屋 勝彦; 森岡 篤彦; 三浦 友史; 木津 要; 鎌田 裕; et al.
Plasma Science and Technology, 6(3), p.2281 - 2285, 2004/06
被引用回数：0 パーセンタイル：0.02(Physics, Fluids & Plasmas)JT-60SCの高性能定常運転シナリオをTOPICSを用いて検討・評価し、
5で自発電流割合86%の定常状態をI
=1.5MA, B
=2T, NBパワー11MWで維持できることを示した。またERATO-Jを用いた解析を行い、導体壁半径とプラズマ小半径との平均比約1.2では、トロイダルモード数1、または2の外部キンクモードに対する壁安定効果により、
5.5まで達成可能であることを示した。さらに 、プラズマを壁に近付けることによって発生する抵抗性壁モードは、容器内コイルを用いた能動制御により抑制されると予測している。一方、のさらなる向上のためにTOSCAによるプラズマ形状の解析を行い、S=(I/aB)q
で定義されるプラズマ形状係数(非円形度と三角形度に強く依存)を4から6まで変えられることを示した。これは高性能プラズマ運転を実現するうえで重要な電流分布と圧力分布の制御性の拡張を示唆している。
井上 多加志; 花田 磨砂也; 伊賀 尚*; 今井 剛; 柏木 美恵子; 河合 視己人; 森下 卓俊; 谷口 正樹; 梅田 尚孝; 渡邊 和弘; et al.
Fusion Engineering and Design, 66-68, p.597 - 602, 2003/09
被引用回数：21 パーセンタイル：78.43(Nuclear Science & Technology)中性粒子ビーム(NB)入射は、トカマク型核融合装置において、最も有力なプラズマ加熱・電流駆動手段の一つである。原研ではJT-60UとITER用NB入射装置のために、大電流静電加速器の開発を進めてきた。この開発において最近、以下の進展があったので報告する; (1)JT-60U負イオンNB入射装置において、加速器内の電界の歪みによりビームの一部が偏向され、NB入射ポートにあるリミタに熱負荷を与えていた。不整電界の原因である電極下面の段差を埋めたところ熱負荷は従来の半分以下となって、2.6MWのH
ビームを355 keVで10秒間連続入射することに成功した。(2)加速器耐電圧性能の向上を目指して、3重点(FRP製絶縁管,金属フランジ,真空の接点)の電界を緩和する電界緩和リングを設計し、JT-60U負イオン源加速器とITER用R&Dで使用している1MeV加速器に取り付けた。ビーム加速無しでの耐電圧試験において、良好な耐電圧性能を確認した。
井上 多加志
プラズマ・核融合学会誌, 78(5), p.398 - 404, 2002/05
核融合炉用加熱電流駆動装置に対する物理要求を満足するべく設計された、ITER NBシステムの工学設計の概要を紹介する。本稿では加熱・電流駆動にかかわる重要な設計項目であるITERプラズマに対するNB入射装置のレイアウトについて概説する。特にNB周辺電流駆動によって電流分布を制御し、高性能かつ定常化を目指す先進プラズマ運転について、ITER NB設計でどこまでフレキシビリティを確保できるか、という観点から筆者らが解析を行った結果を紹介する。またITERをターゲットとして進められている、負イオン源と加速器の開発の現状について報告し、将来のトカマク原型炉・実証炉設計において描かれているNBの実現性についても言及する。
井上 多加志; Di Pietro, E.*; 花田 磨砂也; Hemsworth, R. S.*; Krylov, A.*; Kulygin, V.*; Massmann, P.*; Mondino, P. L.*; 奥村 義和; Panasenkov, A.*; et al.
Fusion Engineering and Design, 56-57, p.517 - 521, 2001/10
被引用回数：64 パーセンタイル：96.58(Nuclear Science & Technology)ITER-FEAT用中性粒子ビームシステムは2基の入射装置から成り、1MeV,33MWのDビームを入射することによってITER-FEATプラズマを加熱するとともに、3600秒までの入射によりプラズマ電流を駆動して定常運転に貢献する。JT-60ほかにおけるプラズマ物理研究では、周辺部電流駆動による性能向上とその定常化が注目されているが、ITER-FEATでは空間的制約の厳しい水平面内で入射接線半径を最大とし、さらに垂直方向にもビーム軸をプラズマ磁気軸から0.35-0.95mの範囲で可変となることにより、電流駆動位置の最適化が可能な配置・設計となっている。またビームライン機器の構造を最適化した結果、ビームの幾何学的輸送効率が改善され、発散角7mrad以下のビームに対して入射効率40%以上を達成する設計となっている。
井上 多加志; Hemsworth, R. S.*; Kulygin, V.*; 奥村 義和
Fusion Engineering and Design, 55(2-3), p.291 - 301, 2001/07
被引用回数：25 パーセンタイル：84.31(Nuclear Science & Technology)本論文はITER EDA期間中に行われた中性粒子ビーム入射(NBI)システムのためのR&Dの成果をレビューしたものである。ITER NBI実現のために不可欠なR&Dとして、本R&D計画では大電流負イオン源と高エネルギー加速器の開発が精力的に行われた。(1)小型カマボコ型負イオン源において、短パルスながら負イオン生成の目標値である280A/m
(D 
)を十分低いガス圧力(0.3Pa)で達成した。1,000秒までの長パルス試験は最終段階にある。(2)加速器開発は高電圧放電の対策に手間取って遅れをきたしたが、EU,JA両国内チームとも、~0.1Pa,長ギャップでのMeV級耐電圧試験を行い、1MV真空絶縁技術を確立した。(3)負イオン加速では、700-850 keVまでの負イオンビーム加速に成功している。ビーム加速に伴う耐電圧性能の劣化はEU,JA,両国内チームとも観測していない。加速器R&Dは、1MeV負イオンビーム加速の達成に向けて、現在も続けられている。
井上 多加志; Di Pietro, E.*; Mondino, P. L.*; Bayetti, P.*; Hemsworth, R. S.*; Massmann, P.*; 藤原 幸雄; 花田 磨砂也; 宮本 賢治; 奥村 義和; et al.
Review of Scientific Instruments, 71(2), p.744 - 746, 2000/02
被引用回数：17 パーセンタイル：67.86(Instruments & Instrumentation)トカマク型核融合実験炉では、プラズマ加熱と定常運転のために50MW以上の中性粒子ビーム入射が必要である。ITERでは3基の中性粒子入射装置(NBI)に各々1MeV,40Aの重水素負イオンビームを発生する大型イオン源・静電加速器を用いる設計となっている。ITER環境で1MVの高電圧絶縁にSF
等の絶縁ガスを用いた場合、放射線誘起伝導(RIC)によってガス中に電流が流れ100kW以上のガス発熱が予測されている。そこでITER用NBIでは真空絶縁方式を検討している。本稿では1MeV静電加速器の開発途上で得られた真空絶縁の実験・解析結果及び設計指針と、それに基づく真空絶縁負イオン源と加速器の設計について報告する。
Polevoi, A. R.; 西尾 敏; 牛草 健吉
JAERI-Tech 2000-001, p.16 - 0, 2000/01
JAERI-Tech-2000-001.pdf:0.85MB
中心ソレノイドコイルを排除した非誘導電流駆動方式による定常炉、改良型A-SSTRを対象に立ち上げシナリオの検討を実施した。主要な課題は初期プラズマの生成から500kA~1MA(定常プラズマ電流の5~10%)程度までプラズマ電流を立ち上げることの可否である。ソレノイドコイルを排除しても1Vsに満たない僅少の磁束供給は期待できることから、完全非誘導方式による場合と僅少の磁束供給が期待できる場合の両ケースについて立ち上げシナリオの検討を実施した。磁束供給を考慮する場合は4Vを0.1秒間プラズマに与え、3MWのECH予備電離・加熱の条件の下に10ms程度で放射損失バリヤーを乗り越えることが示された。一方、磁束供給がない場合でも初期プラズマの生成が可能であることが示された。この場合、外部から操作できるパラメータは加熱入力パワーのみであるため、立ち上げシナリオの構築は容易ではないが、輸送方程式と条件
1の両方を満足する温度、密度及び電流を刻一刻設定することで初期プラズマの生成シナリオを構築した。この場合もECH予備電離・加熱のパワーは3MWである。双方とも、初期プラズマの生成からプラズマ電流2.0MA程度までECHによって立ち上げる場合の必要となる時間は約2000秒となった。中心ソレノイドコイルがなくてもプラズマの立ち上げは可能であることが示された。
芳野 隆治
プラズマ・核融合学会誌, 75(12), p.1337 - 1374, 1999/12
ディスラプションは、トカマクプラズマがその熱と磁気エネルギーを短時間で放出する現象であり、その放出する過程を外部より制御することはかなり難しい。このためディスラプションによりトカマク装置の受ける影響を評価するために、その特性を評価することは炉設計における最重要課題の1つになっている。緊急停止も一種のディスラプションがあるが外部より能動的に発生させること、トカマク装置の受ける影響を大きく緩和することを狙いとする点が大きく異なる。炉の緊急停止シナリオはディスラプションの研究から生み出されたものであり、炉の運転稼動率を大きく高めるために極めて重要である。加えて、ディスラプションの発生確率を大きく低減するには、ディスラプションの回避が必要である。この回避は、燃焼制御の1つと考えてよく、今後の研究課題として重要である。
林 伸彦*; 滝塚 知典; 畑山 明聖*; 小笠原 正忠*
Journal of Nuclear Materials, 266-269, p.526 - 531, 1999/00
被引用回数：3 パーセンタイル：28.64(Materials Science, Multidisciplinary)トカマクダイバータにおける熱電不安定性を、ダイバータ5点モデルを用いて数値的に調べた。熱電不安定性はSOL電流によって引き起こされる熱的不安定性である。解析した結果、ダイバータプラズマの温度がある温度以下になると、ダイバータプラズマの対称な平衡は熱電不安定性により不安定になる。この時、安定な非対称平衡が存在した。SOL電流が熱電不安定性を引き起こすとともに、ダイバータ非対称性を自発的に引き起こすことを示した。非対称平衡では、SOL電流はダイバータプラズマの温度が高い側から低い側に流れ、ダイバータ板に入射する熱流速は温度の高い側の方が低い側に比べて大きい。熱流速の非対称性は、高リサイクリングで低加熱パワーの場合に大きくなる。
林 伸彦*; 滝塚 知典; 畑山 明聖*; 小笠原 正忠*
Journal of the Physical Society of Japan, 66(12), p.3815 - 3825, 1997/12
被引用回数：5 パーセンタイル：47.57(Physics, Multidisciplinary)ダイバータバイアスによって誘起されるダイバータ内外非対称性を調べるために、トカマクのスクレイプオフとダイバータプラズマを模擬した5点モデルを開発した。非対称性に対するダイバータバイアスの効果を、ダイバータプラズマが低リサイクリングと高リサイクリングな状態で調べた。低リサイクリングなプラズマでは、バイアスは非対象性に対してほとんど効果がない。一方、高リサイクリングなプラズマでは、バイアスは非対称性を制御することがわかった。その傾向として、ダイバータプラズマは陰極側に比べ陽極側でより高密度・低温になる。
芳野 隆治; 中村 幸治; 閨谷 譲
Nuclear Fusion, 37(8), p.1161 - 1166, 1997/00
被引用回数：8 パーセンタイル：30.8(Physics, Fluids & Plasmas)JT-60Uにおいて、プラズマ電流消滅時に発生する垂直移動現象(Vertical Displacement Event,VDE)は、垂直位置の実時間モニタの精度劣化に起因することを突き止めている。そこで、モニタ精度を向上させた結果、世界で初めて、プラズマ電流消滅時の垂直位置制御を実現し、VDEを回避することに成功した。この時、さらに、プラズマと真空容器第一壁との相互作用を回避する(又は、ダイバータプラズマ配位を維持する)には、X点の高さを維持することが必要と判明したため、プラズマ電流に対するダイバータコイル電流の比率を一定に制御した。以上により、トカマク型核融合炉にて危惧されているディスラプション中のVDEとプラズマと壁の相互作用は、適切な平衡配位制御を行えば回避できることを実証した。
仙田 郁夫*; 荘司 昭朗; 常松 俊秀; 西野 徹*; 藤枝 浩文*
Nuclear Fusion, 37(8), p.1129 - 1145, 1997/00
被引用回数：9 パーセンタイル：33.74(Physics, Fluids & Plasmas)トカマク炉内構造物に誘起される渦電流とそのプラズマ制御への影響を検討した。トカマク炉の例として、国際熱核融合実験炉(ITER)の設計を用い、そのブランケットのモジュール構造を詳細にモデル化し解析を行った。また、トロイダル対称性を持つ2次元的な炉内構造物のモデルで3次元的な詳細モデルと同様な効果を得るための方法を提案した。炉内構造物の渦電流と深く係わるプラズマ制御の問題として、炉内構造物プラズマ安定化効果、プラズマ位置形状の時間発展、磁気計測器の信号、プラズマ点火時の誤差磁場について検討を行った。その結果、プラズマの位置・形状の時間発展などについては、本論文で提案する方法で得た2次元的なモデルで3次元的モデルと良く一致する結果を得た。計測器信号や誤差磁場については、3次元的な渦電流経路の効果が重要であることがわかった。
芳野 隆治; JT-60チーム
Proc. of 36th IEEE Conf. on Decision and Control, 4, p.3709 - 3714, 1997/00
JT-60Uにて実証したプラズマ制御実験について示す。(1)定常・非定常状態における多変数非干渉制御によるプラズマ位置・形状の能動制御。(2)消滅速度の遅いプラズマ電流消滅における、能動的なプラズマ位置・形状制御によるプラズマと壁の相互作用の回避。(3)プラズマ電流消滅時に大半のプラズマ電流が高速の電子(逃走電子)で駆動される場合のプラズマ電流の低減とプラズマ位置・形状制御。(4)消滅速度の速いプラズマ電流消滅における、受動的に真空容器等に流れるトロイダル渦電流を用いたプラズマ位置制御(中立平衡点にプラズマの電流中心を設定すれば位置移動が発生しない。)(5)DD核融合反応で発生する中性子の発生率のフィードバック制御などの試み。
小泉 興一; 山崎 耕造*
プラズマ・核融合学会誌, 72(12), p.1352 - 1361, 1996/12
強力な磁場でプラズマを閉込める磁気閉込め型核融合装置では、プラズマの生成・制御並びにプラズマの移動・消滅に伴う磁束変化によって炉心機器に過渡的な渦電流が誘起される。この渦電流は不整磁場や機器の発熱の原因となるばかりでなく、外部磁場との相互作用で機器に巨大な電磁力を発生させる。特にプラズマ自身に20MA以上の大電流が流れるトカマク装置では、プラズマの異常消滅や垂直方向移動変位(VDE)が極めて短い時間スケールで発生するため、電磁力は数百MNに達する。このため、プラズマ異常消滅時の渦電流・電磁力の解析と電磁力によって発生する応力の評価は、トカマク装置の炉心機器設計を左右する重要な作業である。本報告は、現在工学設計が進められている国際熱核融合実験炉(ITER)と大型ヘリカル装置における渦電流・電磁力の解析例と関連する各炉心機器の技術課題を紹介するものである。
