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江里 幸一郎; 鈴木 哲; 関 洋治; 毛利 憲介; 横山 堅二; Escourbiac, F.*; 平井 武志*; Kuznetsov, V.*
Fusion Engineering and Design, 98-99, p.1281 - 1284, 2015/10
被引用回数：40 パーセンタイル：95.98(Nuclear Science & Technology)原子力機構において、現在進められているフル・タングステンITER用垂直ターゲット、特に20MW/m
の繰り返し高熱負荷に耐える必要があるプラズマ対向機器の開発を進め、フル・タングステンITERダイバータに十分な接合技術の健全性を実証することに成功した。接合技術の開発において、Wモノブロックとその支持構造体への取り付け支持脚の接合部の引張荷重試験を実施し、ITERダイバータの要求値の3倍以上である20kNの荷重に耐えることを確認した。また、6体の小型試験体を製作し、Wタイル接合部および冷却管の耐久性を確認するため、10および20MW/mにおける繰り返し熱負荷条件で試験を行った結果、全ての試験体がWタイルの剥離や冷却管からの水漏れを生ずることなく10MW/m・5000サイクルおよび20MW/m・1000サイクルに耐えた。この20MW/mのサイクル数はITERダイバータへの要求値の3倍以上である。
Polevoi, A. R.*; Loarte, A.*; 林 伸彦; Kim, H. S.*; Kim, S. H.*; Koechl, F.*; Kukushkin, A. S.*; Leonov, V. M.*; Medvedev, S. Yu.*; 村上 匡且*; et al.
Nuclear Fusion, 55(6), p.063019_1 - 063019_8, 2015/05
被引用回数：33 パーセンタイル：84.89(Physics, Fluids & Plasmas)The operational space (
-
) for long pulse scenarios of ITER was assessed by 1.5D core transport modelling with pedestal parameters predicted by the EPED1 code. The analyses include the majority of transport models presently used for interpretation of experiments and ITER predictions. The EPED1 code was modified to take into account boundary conditions predicted by SOLPS for ITER. In contrast with standard EPED1 assumptions, EPED1 with the SOLPS boundary conditions predicts no degradation of the pedestal pressure as density is reduced. Lowering the plasma density to 
5-6 
10
m
leads to an increased plasma temperature (similar pedestal pressure), which reduces the loop voltage and increases the duration of the burn phase to 
1000 s with Q 
5 for 
13 MA at moderate normalised pressure (
2). These ITER plasmas require the same level of additional heating power as the reference Q = 10 inductive scenario at 15 MA. However, unlike the "hybrid" scenarios considered previously, these H-mode plasmas do not require specially shaped q profiles nor improved confinement in the core for the transport models considered in this study. Thus, these medium density H-mode plasma scenarios with 13 MA present an attractive alternative to hybrid scenarios to achieve ITER's long pulse Q 5 and deserve further analysis and experimental demonstration in present tokamaks.
細川 哲成*; Loarte, A.*; Huijsmans, G.*; 滝塚 知典*; 林 伸彦
Europhysics Conference Abstracts (Internet), 38F, p.P5.003_1 - P5.003_4, 2014/06
The Type I ELMy H-mode is the reference inductive operation for ITER, but the periodic ELM power loads on plasma facing components need to be understood and controlled. Understanding of the mechanisms of ELM particle and heat loads is required: electron/ion contributions, in/out asymmetry and timescale of ELM heat fluxes. Modelling of typical edge plasma conditions during ITER ELMs has been carried out with PARASOL (PARticle Advanced code for SOL and divertor plasmas) code, which has been developed in JAEA. Simulations show that ions carry larger heat flux than electrons for large ELM particle loss, whereas ions and electrons deposit comparable heat flux for small ELM particle loss. The total energy loss to the two divertors is similar for the two divertors for ELM energy loss larger than 10 MJ independent inter-ELM divertor conditions. Even though inner peak heat flux is larger than outer one in some cases, inner time-integrated heat load is smaller than outer one. This is due to strong current flow in SOL during ELM.
DeEsch, H. P. L.*; Svensson, L.*; 井上 多加志; 谷口 正樹; 梅田 尚孝; 柏木 美恵子; Fubiani, G.*
AIP Conference Proceedings 1097, p.353 - 363, 2009/03
原子力機構とCEAカダラッシュは、原子力機構の所有するMeV級イオン源試験装置を用い、共同で単孔単段(SINGAP)加速器の試験を実施した。CEAの試験設備容量は0.1Aであるのに対し、原子力機構では0.5Aまでの試験が可能である。これにより15本のH
ビームレットをSINGAPに入射して加速し、原子力機構が提唱する多孔多段(MAMuG)加速器との直接比較が可能となる。SINGAPは高電圧保持のためのコンディショニングの進展が遅く、140時間を費やしても581kV, H
を0.1Pa導入しても787kV保持するのがやっとであり、MAMuGと比較して200kV低い電圧しか保持できなかった。ビーム発散角については、ITER要求値である5mradを満足した。SINGAPの最大の問題点は、MAMuGよりも多量の電子を高エネルギーまで加速してしまうことであり、本試験の結果からITERでの電子加速量を見積もると高すぎてとても許容できないことを明らかにした。
accelerator for ITER NB system柏木 美恵子; 井上 多加志
JAEA-Research 2008-100, 82 Pages, 2009/02
JAEA-Research-2008-100.pdf:19.32MB
ITERの加熱・電流駆動に用いられる中性粒子入射装置では、1MeV, 40Aの重水素負イオン(D)、又は870keV, 46Aの水素負イオン(H)のイオンビームを生成する多孔5段加速器の設計が進められてきた。しかし、ITER運転初期の低密度水素プラズマに対してはビームの突き抜けが予想されるため、ビームエネルギーを500keVに下げつつ大電流のHイオンビームを生成する加速器の検討が必要となった。本研究の目的は、元の5段加速器から500keV H 3段加速器へ変更する際に必要な改造項目を明確にし、かつその物理設計を実施することである。2次元ビーム解析において、ビーム光学研究に基づき電極構造を最適化した。3次元マルチビームレット解析において、ビームレット同士の空間電荷反発と磁場によるビーム偏向を補正するための孔ずれ付き電子抑制電極、またビームレットを集束するための孔ずれ付き接地電極を設計した。3次元ガス解析において、負イオンの中性化損失、及び高電圧保持に必要なイオン源周りのガス圧は設計値を満足することを確認した。最後に、加速器の改造項目をまとめる。
布谷 嘉彦; 高橋 良和; 礒野 高明; 押切 雅幸; 河野 勝己; 小泉 徳潔; 濱田 一弥; 松井 邦浩; 名原 啓博; 辺見 努; et al.
no journal, ,
ITER建設にあたり、超伝導磁石に使用する超伝導導体の性能を試験し、性能試験結果に基づき超伝導磁石の技術仕様の確定をして各極での調達を開始する。ITERポロイダル磁場(PF)コイル用超伝導導体はNbTi超伝導線を用いたCIC導体であり、その調達は、欧州,ロシア及び中国が担当する。そこで、ITER機構及び欧州からの委託を受けて、JAEAの実規模導体試験装置を使用して欧州が製作した超伝導導体試験コイル(PF: インサート・コイル)によるITER-PFコイル用超伝導導体の性能試験を行う。ITER-PFコイルの最大定格電流45kAにおける導体の経験磁場は6Tであり、最大約1T/s変動磁場下で使用される。そこで、ITER-PFコイルの動作環境を模擬するためにPFインサート・コイルに変動磁場を印加する試験も計画している。主な試験項目は、(a)冷媒温度を変化させ、発生電圧の測定による分流開始温度(Tcs)の測定,(b)変動磁場の印加による発熱量を把握する交流損失測定,(c)定常磁場下で10,000回以上の連続的三角波による励磁が超伝導特性に与える影響を調べるサイクリック試験である。PFインサート・コイルの通電試験の準備状況と通電試験の内容と意義の詳細を発表する。
土田 一輝; 渡邊 和弘; 山中 晴彦; 武本 純平; 井上 多加志; 田中 滋*; 山下 泰郎*
no journal, ,
ITER中性粒子ビーム加熱装置において大電力ビームを長時間発生するために負イオン源や加速器の冷却は不可欠である。これらの機器は、-1MVの高電位にあるため、冷却水供給系に絶縁性確保のためのウォーターチョークを設置する必要がある。特に、ITER用ウオーターチョークでは、冷却水圧が高く(2MPa)、冷却水戻り温度が高温(65
C)で電気伝導度が高く純水冷却水中のリーク電流が大きい(数十mA)、など厳しい条件が果される。これらの条件においても十分な耐電圧性能を確保するため、「高耐水圧」「高耐電圧」「高耐食性」の特徴を持つウォーターチョーク用セラミック絶縁管を開発した。開発したセラミック絶縁管を用いて機械試験及び耐電圧試験に供し、当該品がITER用ウオーターチョークで必要とされる絶縁性能(110kV/本)を持っており、冷却水中に150mAのリーク電流が流れてもフランジやロー付け水シール部における金属材料の腐食や溶解が小さい見通しを得た。
関 洋治; 江里 幸一郎; 鈴木 哲; 横山 堅二; 山田 弘一; 平山 智之
no journal, ,
ITERダイバータの研究開発の一環として、タングステン(W)タイルをプラズマ対向材料として用いた際の表面輪郭度の精度向上のため、プラズマ対向面を放電加工により成形する研究開発を実施し、繰り返し高熱負荷試験により性能実証に成功した。Wの溶融を避けるために、プラズマ対向機器の表面輪郭度は高い要求値で設計されており、プラズマ対向機器の製作において、高精度な表面輪郭度を実現可能な製作技術の確立が最も重要な要素である。そこで原子力機構は、放電加工を用いることによって
0.25mmの公差内に制御することが可能であることを実証した。本成果は、ITERダイバータのプラズマ対向機器でも要求されている表面輪郭度の達成に寄与するものである。さらに本研究開発により製作された小型試験体に対して、20MW/mの高熱流束を1000回繰り返し照射した結果、放電加工済みのWタイルの熱負荷表面に大きな亀裂が発生することなく、Wダイバータの除熱性能と耐久性能の実証に成功した。
柏木 美恵子; 渡邊 和弘; 山中 晴彦; 前島 哲也; 照沼 勇人*; 小田 勇樹; 戸張 博之; 大楽 正幸; 花田 磨砂也
no journal, ,
ITERでは、中性粒子入射装置(NBI)に先駆けて、イタリア・パドバにNB試験施設(NBTF)を建設し、その性能を実証する計画であり、原子力機構は、NBTFの高電圧電源機器(1MV, 60A, 3600秒)の製作を進めている。これらの機器は、1MVの電圧を発生する5台の直流発生器、直流フィルター、1MV上で電力を伝送する全長100メートルの伝送ライン等、全14台の機器から構成され、これらの実現に向けてR&Dを進める共に、機器の製作を進めている。機器製作については、直流発生器5台のうち、0.2, 0.4, 0.6MVを発生する3台、及び1MVの電力を伝送する伝送ラインの8割について工程通りに製作を完了した。その後、定格の120%である1.2MV, 3600秒の耐電圧を実証し、全ての工場試験に合格した。これらの機器は、現在NBTFに向けて輸送中であり、2015年12月より工程通り現地据付け作業を開始する。また、今回、最新のR&Dの成果の一つとして、1MVの高電位に水を供給するためのFRP製冷却水絶縁配管の開発について報告する。
