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廣木 成治; 阿部 哲也; 丹澤 貞光; 中村 順一*; 大林 哲郎*
JAERI-Tech 2002-056, 11 Pages, 2002/07
ITER粗引システム設計の妥当性を評価するため、2段ルーツ真空ポンプシステムの軽元素ガス(軽水素H,重水素D,ヘリウムHe)及び窒素ガスNに対する排気特性(排気速度及び圧縮比)の試験をITER R&Dタスクとして実施した。試験では、エドワーズ社ルーツ真空ポンプEH1200(1台,公称排気速度1200m/s)と同EH250(2台,同250m/s)及びロータリーポンプ(1台,同100m/s)を直列に接続し、ヨーロッパ真空規格に準拠して実験を行った。そして、2段ルーツ真空ポンプシステムのD及びNに対する最大排気速度はそれぞれ、1200と1300m/hであり、公称排気速度を満たすことを確認した。本試験結果は、2段ルーツ真空ポンプシステムからなるITER粗引システム設計の妥当性を裏付けるものである。
阿部 哲也; 廣木 成治; 村上 義夫; 白石 成之*; 琴浦 貞行*; 大滝 貴志*
真空, 37(3), p.161 - 164, 1994/00
核融合装置などの特殊分野で使用する耐磁場性等を有するセラミックターボ型粘性ポンプ(CT-3000H)(高真空から大気圧領域で動作する)の開発を進めている。今回、このCT-3000Hに対する各種評価試験結果について報告する。評価試験の主な項目と、その結果は以下の通りである。(1)最適回転数:22,000rpm(定格値確定),(2)最大排気速度:3.0m/min(N),1.7m/min(He),(3)最大連続排気流量:1.210Pam/min(N),(4)最大動作圧力(連続運転可能圧力):1.310Pa
柴沼 清
JAERI-M 93-064, 119 Pages, 1993/03
JT-60中性粒子入射加熱装置(NBI)の水素及びヘリウムガス排気用大容量クライオポンプを開発するための重要課題として、クライオポンプの冷却に関する(1)液体ヘリウム配管用多層断熱材の伝熱、(2)並列流路内の気液二相ヘリウムの流量分配、及び(3)水素及びヘリウムガスのクライオポンプによる排気時における三次元任意形状構造物内での圧力分布の各評価手法の確立が挙げられる。このため、これらの各課題に対して、新たな解析手法を提案し、実験結果と比較することにより、その有効性を実証し、水素及びヘリウムガス排気用大容量クライオポンプの設計手法を確立した。
安東 俊郎; 中村 博雄; 吉田 英俊; 砂押 秀則; 新井 貴; 秋野 昇; 廣木 成治; 山本 正弘; 大久保 実; 清水 正臣*; et al.
Proc. 14th Symp. on Fusion Technology, 1986, Vol.1, p.615 - 620, 1987/00
JT-60ダイバータ室粒子排気装置は、中性粒子入射加熱時における過度のプラズマ密度上昇を防止することを目的として設置された。本装置は4系統のZr/Alゲッターポンプから構成され、各系統には3台のSORB-AC C-500ゲッターカートリッジが取り付けられ、各々ダイバータ室へ接続されている。また、ダイバータ室粒子がトーラス主排気ポートへ流入され易くするように、真空管容器内に排気促進板を取り付けるとともに、ダイバータ室圧力を高めるために、ダイバータ室と主プラズマ容器との間にバッフル板を取り付けた。本排気装置は水素に対して約5m/sの排気速度を有することを確認した。また、JT-60ジュール加熱ダイバータ放電において、ダイバータ室圧力がプラズマ電子密度の約2乗に比例して上昇すること、平均電子密度が約110mになれば、中性粒子入射によるものとほぼ同程度の粒子を排気可能なことがわかった。
吉田 英俊; 清水 勝宏; 安積 正史
JAERI-M 86-008, 54 Pages, 1986/02
JT-60のダイバ-タプラズマ特性を、ジュ-ル加熱時および高パワ-追加熱時について検討した。ダイバ-タプラズマに関連するパラメ-タ(ダイバ-タ形状、スクレイプオフ層の幅、実効ポンプ速度、放射損失等)や、主プラズマに関連するパラメ-タ(密度、入力パワ-、粒子拡散係数、安全係数等)が、ダバ-タプラズマ特性に及ぼす影響を評価し、支配的なパラメ-タを明かにするとともに、低音高密度ダイバ-プラズマが形成される条件を示した。主プラズマと関連させてダイバ-プラズマ特性を調べる必要から、ダイバ-プラズマと主プラズマを矛盾なく統一的に解析できるシュミレ-ションモデルを新しく開発した。
斉藤 誠次*; 藤沢 登; 杉原 正芳; 上田 孝寿*; 中村 博雄
JAERI-M 83-017, 28 Pages, 1983/02
INTOR装置において、DT反応により生じる熱およびヘリウム除去方式の一つとして、トロイダルポンプリミタを検討した。ここでは、INTOR装置で代表的と考えられる2種のリミタ配置を対象に、リミタ面上の熱負荷および粒子負荷、あるいは排気系に必要とされる排気速度等の評価から両者を比較検討した。また、スパタリングによるリミタ材の損耗率およびプラズマ中の不純物混入量の評価からリミタ材料の選定を行った。第一は、プラズマ外周の磁気面に接するようにリミタ板を配置する方式であり、第二はポロイダル磁場のヌル点上にリミタ板を挿入する方式であるが、全体的にほば同等の条件のもとで実現可能であることがわかった。