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菊池 満; 玉井 広史; 松川 誠; 藤田 隆明; 高瀬 雄一*; 櫻井 真治; 木津 要; 土屋 勝彦; 栗田 源一; 森岡 篤彦; et al.
Nuclear Fusion, 46(3), p.S29 - S38, 2006/03
被引用回数：13 パーセンタイル：41.68(Physics, Fluids & Plasmas)トカマク国内重点化装置(NCT)計画は、大学における成果を取り込みつつJT-60Uに引き続き先進トカマクを進めるための国内計画である。NCTのミッションは発電実証プラントに向けて高ベータ定常運転を実現するとともに、ITERへの貢献を図ることである。高ベータ定常運転を実現するために、装置のアスペクト比,形状制御性,抵抗性壁モードの帰還制御性,電流分布と圧力分布の制御性の機動性と自由度を追求した。
坂本 宜照; 東井 和夫*; 福田 武司*; 福山 淳*; 藤田 隆明; 小川 雄一*; 滝塚 知典; 竹永 秀信; 矢木 雅敏*; 山田 弘司*; et al.
プラズマ・核融合学会誌, 81(8), p.626 - 627, 2005/08
2005年の春季に、ITPAに関する上記4つの会合が開催された。「輸送物理」,「閉じ込めデータベースとモデリング」,「周辺及びペデスタルの物理」の3会合は、京都大学(福山研究室主催)にて同時に開催され、トピカルグループ間の合同会合も多数開かれた。日本の参加者は約50名に上った。冒頭の全グループ合同会合では、伊藤(核融合研)が乱流輸送理論研究の新展開について報告した。また、韓国からは1名が参加し、韓国における核融合研究の最新成果について報告した。「定常運転」の会合は、「ITERにむけたECRH物理と技術」に関する第3回IAEAテクニカル・ミーティング(2005年5月2
4日、イタリア、コモ)に引き続き行われた。次回会合は、上3グループは10月36日にロシアのサンクトペテルブルグで、「定常運転」グループは11月に米国のサンディエゴで開催の予定。
坂本 宜照; 東井 和夫*; 福田 武司*; 福山 淳*; 藤田 隆明; 小川 雄一*; 滝塚 知典; 三浦 幸俊; 矢木 雅敏*; 山田 弘司*; et al.
プラズマ・核融合学会誌, 80(8), P. 678, 2004/08
ITPA(国際トカマク物理活動)における「輸送物理」,「閉じ込めデータベースとモデリング」,「定常運転及び高エネルギー粒子」の3つのトピカル物理グループの第6回会合が2004年3月に日本原子力研究所那珂研究所において開催された。各グループで行われた議論の概要について報告する。
南 龍太郎; 小林 則幸*; 坂本 慶司; 春日井 敦; 高橋 幸司; 今井 剛
JAERI-Research 2004-006, 17 Pages, 2004/03
JAERI-Research-2004-006.pdf:1.37MB
ITER用大電力ジャイロトロンの秒レベルの長パルス運転時には、5A/sの電子ビーム電流の減少が生じ、正常な発振条件のミスマッチに起因する発振モードの移行のため、パルス幅が制限された。この電流減少の物理機構について検討し、その改善のための方法について報告する。電子ビーム電流の定量的な評価は、電子銃部陰極における熱移動のモデルを考え、パワーバランス方程式を解くことにより行い、このモデルが、実験結果をよく説明できることを明らかにした。また、ジャイロトロンの安定高性能な運転を維持するために、ショット中に電子銃部のヒーター電圧を上げ、電子ビーム電流を補償する実験を行った。これにより、電子ビーム電流の減少が抑制され、連続運転に向けた発振の安定化への見通しが得られた。
嶋田 道也; Mukhovatov, V.*; Federici, G.*; Gribov, Y.*; Kukushkin, A.*; 村上 好樹*; Polevoi, A. R.*; Pustovitov, V. D.*; 仙石 盛夫; 杉原 正芳
Nuclear Fusion, 44(2), p.350 - 356, 2004/02
ITERの誘導運転において10以上のQを達成することの確実性をさらに向上させた。経験則による解析によると、ITERでは十分な裕度をもって10以上のQを達成できる。理論モデルを用いた解析によれば、10以上のQを達成するためには2-4keV以上の周辺ペデスタル温度が必要であるが、ペデスタルの比例則によると、この程度のペデスタル温度は達成可能である。タイプIのELMに伴う熱負荷は高密度運転によって許容範囲に低減できる可能性がある。もし必要であればダイバータ板をさらに傾斜させ、さらに熱流束密度を低減させることもできる。高密度側からペレット入射によってQを増加させELM熱負荷を低減できる可能性がある。また閉じ込め性能とベータ値への要求度がより少ない定常運転シナリオを開発した。このような運転領域で必要となる抵抗性壁モードの安定化は、真空容器が二重構造を持つことを考慮しても現有のコイル及び電源で実現可能であることを明らかにした。
仙石 盛夫
電気学会プラズマ研究会資料 (PST-03-41), p.23 - 26, 2003/09
ITERや将来の核融合炉における定常運転シナリオでは、ブートストラップ電流(自発電流)の全電流に対する割合が十分大きいことが要請される。本講演では、ITERの非誘導定常運転シナリオの解析をもとに、アスペクト比(プラズマ大半径/小半径)の小さい場合にも適用可能なモデルにより、商用炉VECTOR(アスペクト比約2)についてブートストラップ電流と、外部駆動電流の分布を求めて最適化及び駆動電流のアスペクト比依存性を報告する。対象とするプラズマ放電モードは、弱負磁気シアー及び強負磁気シアーの電流ホールが発生している場合を扱った。
石田 真一; 阿部 勝憲*; 安藤 晃*; Chujo, T.*; 藤井 常幸; 藤田 隆明; 後藤 誠一*; 花田 和明*; 畑山 明聖*; 日野 友明*; et al.
Nuclear Fusion, 43(7), p.606 - 613, 2003/07
原型炉の経済性と環境適合性のさらなる向上を図るため、大学等との連携協力によりJT-60を超伝導トカマクへ改修する計画を推進している。目的は、原型炉と同様に強磁性体である低放射化フェライト鋼をプラズマの近くに設置して、高ベータで自発電流割合が高く、高度なダイバータ熱粒子制御を持ち、ディスラプション頻度の少ない定常運転を実現することである。JT-60の既存設備を最大限活用し、新たに導入する超伝導トロイダル及びポロイダル磁場コイルを用いて、主半径2.8m,プラズマ電流4MA,トロイダル磁場3.8Tの高非円形かつ高三角度配位のシングルヌル・プラズマの100秒運転を行う。原型炉の設計例から設定された高い達成目標の実現を目指し、高ベータプラズマ制御,高性能・高自発電流プラズマ制御,ダイバータ熱粒子制御、及びフェライト鋼のプラズマ適合性の実証という重要課題に取り組むことができるよう設計を行った。
井手 俊介; 福田 武司; 三浦 幸俊
プラズマ・核融合学会誌, 79(2), P. 194, 2003/02
2002年10月21日-23日,カダラッシュ研究所(フランス)で行われた、ITPA(国際トカマク物理活動)の「輸送及び内部輸送障壁」,「モデリング及びデータベース」及び「定常運転及び高エネルギー粒子」各トピカル物理グループ会合の報告である。各会合での議論の内容を、グループ単位で簡潔に報告している。「輸送及び内部輸送障壁」グループ会合は福田,「モデリング及びデータベース」グループ会合は三浦、及び「定常運転及び高エネルギー粒子」グループ会合は井手がそれぞれ分担執筆した。
福田 武司; JT-60チーム
Plasma Physics and Controlled Fusion, 44(12B), p.B39 - B52, 2002/12
被引用回数：7 パーセンタイル：24.28(Physics, Fluids & Plasmas)ITERの先進定常運転で高い予測性能を実現するため、JT-60における最近の実験では高い閉じ込め性能と定常運転に対して優れた適合性を示す内部輸送障壁の研究を重点的に進めてきた。負磁気シア放電では電子サイクロトロン波電流駆動と蓄積エネルギーの実時間帰還制御(自発電流分布の制御につながる)を組合せてDT換算で約0.8のエネルギー増倍率を0.55秒間維持することに成功した。一方、高プラズマ電流の領域におけるプラズマ断面の三角形度を従来より高くすることにより、高密度領域における閉じ込め性能を顕著に改善するとともに、弱磁気シア放電で規格化
値2.5を7秒間維持した。また、最高5.7MWの負イオン源中性粒子加熱装置を用いて1.8MAの非誘導電流駆動に成功した。その他、内部輸送障壁を有する高性能プラズマにおける不純物の輸送,外部摂動を利用した内部輸送障壁の制御性について述べる。
西尾 敏; 飛田 健次; 牛草 健吉; 小西 哲之
プラズマ・核融合学会誌, 78(11), p.1218 - 1230, 2002/11
経済性と環境安全性に優れたトカマク炉(A-SSTR2)の概念設計を行った。ITER-FEATとほぼ同じサイズのコンパクトさで、4GWの高い核融合出力を得るべく、規格化ベータ
=4及びトロイダルコイルの最大経験磁場23Tを設定した。60MW,1.5MeVの負イオン中性粒子ビーム電流駆動と約80%のブートストラップ電流で定常運転を行う。装置構成上の特徴はセンターソレノイド(CS)コイルが排除されている点である。CSコイルを排除してもプラズマ着火及び電流立ち上げが可能であることを1.5D輸送コードTOPICS及びASTRAコードを用いたシミュレーションにより示した。最大磁場23Tのトロイダルコイルに作用する強大な電磁力を支持するために、CSコイルを排除したトーラス中心領域に支持構造部及び中心支柱を配置し許容応力を満足する構造解を見いだした。ポロイダルコイルは6個と簡素化されているが、三角形度0.4,楕円度1.8のプラズマ平衡配位が得られている。ERRATO-Jコードの評価では、導体壁をr/a=1.2の位置に置くことで=4までキンクモード(n=1,2)が安定となる。TOPICSで得られた分布では、最大出力時においてもバルーニングモードは安定であることが確認されている。垂直位置不安定性については、バナジウム合金製の5cm厚の鞍型安定化シェルの設置により、不安定性の成長率を40Hzと抑制することができ、フィードバック制御の見通しが得られた。
飯尾 俊二*; 井手 俊介; 小関 隆久; 杉原 正芳; 高瀬 雄一*; 竹治 智*; 飛田 健次; 福山 淳*; 宮本 健郎*
プラズマ・核融合学会誌, 78(6), P. 601, 2002/06
2002年2月6-8日に開催された「MHD,ディスラプション及びプラズマ制御」と「高エネルギー粒子,加熱及び定常運転」に関する第1回国際トカマク物理活動(ITPA)会合の概要を報告する。「MHD,ディスラプション及びプラズマ制御」に関する会合では、新古典テアリングモード(NTM)の安定化に要する電子サイクロトロン波入射パワーの評価法,抵抗性壁モード(RWM)に関しては安定化コイルを利用したRWM安定化実験で進展があった。「高エネルギー粒子,加熱及び定常運転」に関する会合のトピックスは加熱実験の進展であり、JT-60の負イオン源中性粒子ビームの10秒入射、複数のトカマクにおける中心領域(r/a
0.4)での電子サイクロトロン波による電流駆動実証などで大きな展開があった。NTM安定化パワー評価コードのベンチマーク,電流駆動実験とモデル計算との比較,ITERの定常運転に適する運転モードと電流駆動方式の総合評価などを今後の優先検討課題とした。
逆井 章; 石田 真一; 松川 誠; 栗田 源一; 秋野 昇; 安藤 俊就*; 新井 貴; 市毛 尚志; 神永 敦嗣; 加藤 崇; et al.
Proceedings of 19th IEEE/NPSS Symposium on Fusion Engineering (SOFE), p.221 - 225, 2002/00
コイルの超伝導化を主体とするJT-60改修の工学的設計研究を行った。JT-60改修の目的は、原型炉の経済性・環境適合性向上を目指した高性能プラズマの定常運転技術、及び低放射化材料の利用技術の確立である。JT-60改修では、定常化運転に向けて高プラズマ制御,高性能・高自発電流プラズマ制御,ダイバータ熱・粒子制御,ディスラプション制御に関する研究課題が設定された。これを実現するために必要な装置,機器の検討を行った。トカマク放電を長時間(
100秒)維持するために必要な超伝導トロイダル磁場コイル(TFC)には、高銅比4のNb
Alケーブル・イン・コンジット導体を採用することにより高い電流密度の性能が得られ、コンパクトなTFCの設計を可能にした。また、低放射化フェライト鋼製の安定化バッフル板やリップル低減用フェライト鋼の配置及び直接冷却ダイバータ構造体等を検討した。
河野 康則; 草間 義紀
原子力eye, 47(11), p.29 - 33, 2001/11
太陽を含め宇宙に存在する恒星の輝きが核融合反応で発生したエネルギーによるものであることは良く知られており、同様の核融合反応をもとにしたエネルギー源を地上で実現するための研究開発が進められてきた。この中で、日本原子力研究所の臨界プラズマ試験装置JT-60は、世界の核融合研究をリードする多くの研究成果を挙げ、国際熱核融合実験炉(ITER)計画の推進に大きく貢献している。本稿では、これまでの核融合研究の流れを概観するとともに、ITERの定常運転の実現性を高めたJT-60の最近の成果について紹介する。
細金 延幸; JT-60チーム
Fusion Engineering and Design, 56-57, p.813 - 817, 2001/10
被引用回数：2 パーセンタイル：19.6(Nuclear Science & Technology)定常高性能トカマク運転の実現には、加熱装置による電流駆動と不安定性の抑制が必要であり、さらに、ダイバータによる熱と粒子の制御も不可欠である。そのため、JT-60Uでは、従来の加熱装置に加えて、負イオン源中性粒子入射加熱装置(N-NBI)、電子サイクロトロン波加熱装置(ECRF)の装備を行う一方、W型ダイバータへの改造を行ってきた。本論文では、これらの装置の性能向上やパワーの増強などの現状、及びこれらの装置及び従来の加熱装置を用いた定常プラズマの制御にかかわる最近の実験成果をまとめた。その結果、上記の装置の評価として、N-NBIがITERの電流駆動装置として有望であること、回転を与える接線NBIは定常負磁気シアモード運転の制御装置として重要であること、ECRFによる局所的な電流駆動/加熱によって新古典ティアリングモードの抑制が可能であること、が確認された。一方、ダイバータでは、内側排気と両側排気の比較から、アタッチダイバータ状態では、両側排気は外側の排気口からプラズマ側へ中性粒子の逆流を許し、排気性能が低下することがわかった。
松本 宏; Barabaschi, P.*; 村上 好樹*
Fusion Technology, 40(1), p.37 - 51, 2001/07
被引用回数：3 パーセンタイル：27.07(Nuclear Science & Technology)1998年にITERの設計報告がなされた後、大幅なコストの低減化を図るため技術目標の再検討が行われた。新たに設定された技術要求目標を満たす装置のパラメーターのセットがコストを最小限にする制約のもとでシステムコードを用いていくつか求められた。この中から代表的な2つの候補としてIAM,LAMが選ばれた。1.5次元プラズマ輸送コードPRETORを用いてこれら2つの装置の運転特性を予測して比較した。この比較検討作業の結果、ITER-FEAT が最終的に決まった。これらの装置パラメーター決定の過程を明らかにすると共にITER-FEATのQ
10の誘導運転が十分に保守的な物理仮定のもとに可能なこと、またQ=5での非誘導定常運転が可能なための条件が明らかにされた。
村上 好樹*; 仙田 郁夫; Chudnovskiy, A.*; Vayakis, G.*; Polevoi, A. R.*; 嶋田 道也
プラズマ・核融合学会誌, 73(7), p.712 - 729, 2001/07
国際熱核融合実験炉ITER-FEATの性能評価を0次元的コード及び1.5次元輸送コードを用いて行った。標準的な運転シナリオを作成し、密度限界、Hモード遷移しきい値パワーを考慮して運転領域を検討した。温度分布、ピンチ効果による密度分布、不純物量、イオン加熱の割合に対するサーベイを行い閉じ込め裕度を調べた。高Q運転(Q~50)のシミュレーションを行い、パルス的に加熱パワーを加えることで短時間の自己点火運動が可能であることを示した。閉じ込め改善係数が1割改善するか、ヘリウム蓄積が低下すれば持続的な自己点火も可能である。ハイブリッド運転では規格化値を2.5にできれば2000秒以上の運転ができることがわかった。定常運転モードに対する初期的な解析ではH
=1.5ダイバータ条件と両立する解があることがわかった。また確率論的手法によりQ=10を達成する可能性を評価し、65~90%の値を得た。
福田 武司; 国際ITBデータベース活動グループ
Europhysics Conference Abstracts (CD-ROM), 25A, p.1349 - 1352, 2001/00
内部輸送障壁は、ブラズマの閉じ込め性能を改善するばかりでなく、高い電流駆動性能を実現することから、炉心プラズマの高性能定常化に必要不可欠と考えられている。一方、プラズマ周辺部で形成される輸送障壁は、輸送低減と安定性の向上に有効であり、精力的な研究が進められた結果、形成に必要な条件が概ね明らかになった。しかしながら、内部輸送障壁の形成条件は未だ明確でなく、近年の核融合研究における最重要課題の一つであると考えられている。これに対処するため、原研が主導して世界の11台のトカマク装置で観測されている内部輸送障壁の形成に関する実験結果を統合し、国際データベースを構築した。これを解析した結果、内部輸送障壁の形成に必要な加熱入力が磁場強度に依存しないこと、密度と内部輸送障壁の形成位置における磁場の捩れ具合に顕著な相関を持つことがわかった。講演では、その詳細を報告する。
二宮 博正; JT-60チーム
Fusion Engineering and Design, 51-52(Part.B), p.1015 - 1023, 2000/11
被引用回数：1 パーセンタイル：12.08(Nuclear Science & Technology)トカマク炉の定常運転のためには、高い閉じ込め性能、高、高密度、高ブートストラップ電流割合での完全非誘導電流駆動、及びダイバータでの粒子・熱制御の同時達成が必要である。この実現のためにJT-60Uで進められている機器整備及びそれを用いた実験結果について述べる。閉じ込めに関しては、磁気シアの最適化と中性子や磁気エネルギーのフィードバック制御の導入により、核融合エネルギー増倍率Q=1.25を達成するとともに、Q~0.5のプラズマを約1秒間持続することに成功した。また、高い閉じ込め性能、高及び高ブートストラップ電流割合での完全非誘導電流駆動の同時達成に成功した。負イオン源中性粒子入射を用いた電流駆動では、~1.3
10
A/W/m
というトカマク炉で必要とする電流駆動効率に近い結果を得た。また、W型ダイバータ実験、ディスラプションの実験でもトカマク炉に向けた重要な成果を得た。
石田 真一; 松田 慎三郎
プラズマ・核融合学会誌, 76(6), p.601 - 603, 2000/06
JT-60では、プラズマ物理の研究開発の面で引き続きITER計画への貢献を図るため、JT-60のコイルを超伝導化し、高性能プラズマの定常運転制御などを可能とする「JT-60コイル改修計画」を平成13年度から開始できるよう検討している。ITERの運転・実験の効率化及び定常運転原型炉概念の基礎形成を図るため、JT-60の既設備を最大限に活用して、主要な研究課題として高性能プラズマ及び高ベータプラズマの定常運転制御、そしてダイバータ熱・粒子排気の長時間制御に取り組む。この本改修の目的は、第三段階核融合開発基本計画で定められた先進的・補完的研究開発として位置付けられる。本稿は、JT-60の展望として、改修計画の概要並びにこれまでの検討の進捗等について述べたものである。
庄山 裕章; 春日井 敦; 坂本 慶司; 高橋 幸司; 恒岡 まさき; 池田 幸治; 梶原 健; 池田 佳隆; 藤井 常幸; 假家 強*; et al.
Journal of Plasma and Fusion Research SERIES, Vol.3, p.368 - 371, 2000/00
電子サイクロトロン周波数領域の電磁波源は核融合炉の定常運転にとって最も有望なツールの一つである。国際熱核融合実験炉(ITER)には、100GHz帯、1MWにおいて電子サイクロトロン加熱/電流駆動及びMHD安定化のために定常運転可能なジャイロトロンが必要とされている。ITER用ジャイロトロン開発の一環としてJT-60U用に110GHz、1MWの長パルスジャイロトロンの開発をおこない、基礎特性の検討と秒オーダーの長パルス運転時に問題となる不要RFによるジャイロトロンを構成する誘電体部品の加熱の評価と対策の検討を行った。
