検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 8 件中 1件目~8件目を表示
  • 1

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

論文

Study of ICRF wave propagation and absorption in INTOR tokamak plasma

伊藤 公孝; 伊藤 早苗*; 福山 淳*

Japanese Journal of Applied Physics, 23(7), p.889 - 896, 1984/00

 被引用回数:4 パーセンタイル:32.23(Physics, Applied)

粒子運動論的手法でトカマク内のICRF法の伝播吸収を解析するコードをINTORトカマクに応用し、加熱入力分布やエネルギー分配比を求めた。あわせて不純物発生について述べ、アンテナの位置の効果を調べた。

報告書

Thermal Instability Analysis in a D-T Tokamak Reactor with Density Dynamics

畑山 明聖*; 杉原 正芳; 平山 俊雄

JAERI-M 82-147, 25 Pages, 1982/11

JAERI-M-82-147.pdf:0.63MB

トカマク型核融合炉における熱的不安定性に関して、密度摂動、粒子リサイクリング等、密度のダイナミックスの効果を考慮に入れることのできる解析手法を開発した。不安定性の成長率は、イオン密度及び電子・イオン温度に対する1次元輸送方程式を摂動について線形化して得られる固有値方程式を解くことによって計算される。この手法を、イントールスケーリング則の場合に適用し、密度-温度平面上における熱的不安定領域を明らかにした。また、捕捉イオン不安定則の場合、密度主体の熱的不安定性が励起されることが知られているが、ここではこの種の不安定性モードが粒子リサイクリングを考慮するとき完全に安定化されることを示した。さらに、以上の結果を1次元トカマクコードにより摂動の時間変化を直接追跡する方法を用いて確かめた。

報告書

Effects of Fueling Profiles on Particle Transport and Helium Ash Accumulation

東稔 達三

JAERI-M 9690, 14 Pages, 1981/09

JAERI-M-9690.pdf:0.4MB

DTトカマク・プラズマの定常状態において、燃料粒子源の空間分布が粒子閉込め時間、ヘリウム灰の蓄積と粒子束に及ぼす効果について検討を行った。解析は1次元輸送モデルに基づいてINTOR(国際トカマク炉)程度のプラズマの大きさを対象として行っている。特にヘリウム粒子のリサイクリング効果について検討を行い、リサイクリング0.8程度までは炉心プラズマ内のヘリウム蓄積即ちベータ値の増大をあまり大きくすることなしに必要排気速度を相当に減少させ得ることが明らかになった。

報告書

Computational studies of tokamak plasmas

滝塚 知典; 常松 俊秀; 徳田 伸二; 安積 正史; 栗田 源一; 津田 孝; 伊藤 公孝; 田中 幸夫*; 松浦 俊彦*; 竹田 辰興

JAERI-M 9354, 76 Pages, 1981/02

JAERI-M-9354.pdf:1.79MB

トカマク・プラズマの数値解析を広範囲にわたり進めている。各種の数値解析モデル(有限要素を用いたMHD方程式のマトリクス解法、時間依存・多次元流体モデル、モンテ・カルロ法を加えた粒子モデル)を用いて多くの計算コードを開発した。これらのコードを適用して、軸対称環状プラズマの平衡(SELENE)、高べ一夕・トカマク・プラズマの時間発展(APOLLO)、INTORトカマクにおける低nのMHD安定性(ERATO-J)および高nのバルーニング・モード安定性(BOREAS)位置的不安定性(AEOLUS-P)や抵抗性内部モード(AEOLUS-I)等の非線形安定性、およびダイバータ機能の解析を行った。

報告書

IAEA INTOR Workshop Report, Groups 2,5,7,9,10 and 15

核融合研究開発推進センター

JAERI-M 8711, 117 Pages, 1980/02

JAERI-M-8711.pdf:2.92MB

磁気閉じ込め核融合を科学的に実証するために現在世界各国で大型核融合装置(日本のJT-60、ソ連のT-15、米国のTFTR、欧州のJET)が建設中である。これらの装置の次の世代の装置が果すべき役割とその性格を明らかにする目的で、IAEAによって国際トカマク炉(INTOR)ワークショップが開催された。この報告書は原研において1979年に作成されたINTORの工学的分野の6グループの報告書をまとめたものである。各グループの分担項目は以下の通りである。第2グループ 第1壁、ブランケット、しゃへい 第5グループ 磁場関連設計 第7グループ システム統括および構造設計 第9グループ 組立と遠隔操作 第10グループ 放射線しゃへいと作業者近接評価 第15グループ環境安全

報告書

Evaluation of INTOR Reactor Size

炉設計研究室

JAERI-M 8710, 40 Pages, 1980/02

JAERI-M-8710.pdf:1.19MB

第3回INTORワークショップで設計パラメータ選定上炉の寸法の安全性が大きな問題となった。そして第四回ワークショップにおいて詳しく論議されることになった。本報告はそのために用意した資料である。先ず、マグネット、遮蔽、炉体分解修理設計のための諸条件を整理し、これに基づきINTOR-Jの設計安当性を設計の一部改良を含めて検討した。つぎに、プラズマ設計条件を変えた場合の炉寸法の変化について検討した。

報告書

IAEA INTOR Workshop Report, Group 12; Start-up,Burn and Shutdown

東稔 達三

JAERI-M 8625, 64 Pages, 1980/01

JAERI-M-8625.pdf:1.45MB

このレポートはINTOR(国際協力トカマク炉)のプラズマの検討の一環として行った、プラズマの立上げ、燃焼及び停止に関するデータベースの評価をまとめたものである。

報告書

IAEA INTOR Workshop Report, Group 1; Energy and Particle Confinement

核融合研究開発推進センター

JAERI-M 8621, 93 Pages, 1980/01

JAERI-M-8621.pdf:1.93MB

INTORプラズマを検討するためのエネルギー・粒子閉じ込めに関するデータベースの評価を行なった。これらの評価は、エネルギー閉じ込め経験則の検討、炉心プラズマの点モデルおよび一次元モデルによる検討、第一壁やダイバータ板への熱・粒子束、不純物の効果、トロイダル磁場リップルのプラズマ性能に及ぼす効果、アルファ粒子の閉じ込め、シンクロトロン放射損失の評価、INTORパラメータに関する考察等を含むものである。

8 件中 1件目~8件目を表示
  • 1