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報告書

Japanese contribution of ITER PF systems design during CDA

安積 正史; 長谷川 満*; 亀有 昭久*; 栗原 研一; 中村 幸治; 西尾 敏; 下村 安夫; 新谷 吉郎*; 杉原 正芳; 山根 実*; et al.

JAERI-M 92-041, 100 Pages, 1992/03

JAERI-M-92-041.pdf:2.59MB

ITER(国際熱核融合実験炉)ポロイダルコイル(PF)システムの概念設計に対する日本の貢献の主な結果をまとめる。まずPF系の最適配置の決定、準DN配位やSN配位の検討および磁力線の精密な追跡がなされた。さらに中心ソレノイドコイルに働く反発力が求められた。次に垂直位置制御の指針が導出され、受動安定化シェルの性能評価が行なわれた。またTULFEX法によるプラズマ位置・形状同定法の適用や水平位置制御法が調べられ、遅い制御法に関するアルゴリズムが開発された。次にセパラトリックス掃引と周辺磁気面エルゴード化の検討がなされた。最後にTSCコードによるプラズマ動的挙動の検討を示した。以上の結果の多くはまだ完結してはいないが、ITERの成立性を示す概念設計としては十分であり、EDA(工学設計活動)でさらに深められる予定である。

論文

Ceramic turbomolecular pumping system in reactor structure of FER

伊尾木 公裕*; 亀有 昭久*; 上田 憲照*; 引田 和雄*; 秦 聰*; 阿部 哲也; 飯田 浩正; 村上 義夫

Fusion Engineering and Design, 10, p.223 - 230, 1989/00

 被引用回数:5 パーセンタイル:43.86

セラミックターボ分子ポンプを用いる真空排気系は、耐放射線性、耐磁場性、耐熱性に優れており、近年その開発に着手された。セラミックターボ分子ポンプ系を炉本体内のダイバータに近い位置に組み込むことにより、(1)トリチウムインベントリーを小さくできる、(2)大型ゲートバルブが不要になる、(3)中性子ダクトストリーミングが少なくなる、などの効果が期待される。

報告書

Japanese contributions to IAEA INTOR Workshop,Phase two A,Part 3; Chapter VI: Electromagnetics

笠井 雅夫*; 池田 文構*; 斎藤 龍太*; 安藤 俊就; 藤沢 登; 長谷川 満*; 橋爪 隆*; 井田 俊雄*; 飯田 文雄*; 飯田 浩正; et al.

JAERI-M 88-010, 206 Pages, 1988/02

JAERI-M-88-010.pdf:3.83MB

本報告書はIAEA主催のINTORワークショップ,フェーズIIA,パート3における日本の報告書の第VI章に相当するものであり、クリティカルイッシュとイノベーションの節から成っている。

報告書

核融合次期装置設計(昭和61年度設計報告書); 炉本体構造設計

小林 武司; 山田 政男; 溝口 忠憲*; 井村 泰也*; 佐川 準基*; 真木 紘一*; 渡辺 隆*; 森 清治*; 安達 潤一*; 佐藤 瓊介*; et al.

JAERI-M 87-139, 355 Pages, 1987/09

JAERI-M-87-139.pdf:8.78MB

本報告書は、昭和59,60年度に引き続き実施された核融合次期装置(FER)炉本体構造設計に関しての報告である。

報告書

核融合次期装置設計(昭和61年度設計報告書); 炉本体構造設計の重要検討課題

小林 武司; 山田 政男; 溝口 忠憲*; 井村 泰也*; 佐川 準基*; 真木 紘一*; 渡辺 隆*; 森 清治*; 安達 潤一*; 佐藤 瓊介*; et al.

JAERI-M 87-138, 155 Pages, 1987/09

JAERI-M-87-138.pdf:3.62MB

本報告書は昭和61年度核融合次期装置の炉本体構造設計に係る重要検討課題の報告である。

報告書

次期大型装置設計,昭和61年度設計報告書,201; プラズマ電流,位置および形状制御

亀有 昭久*; 笠井 雅夫*; 小林 武司*; 山田 政男*; 藤沢 登

JAERI-M 87-112, 38 Pages, 1987/08

JAERI-M-87-112.pdf:1.19MB

核融合実験炉(FER)のための昭和61年度における、プラズマ電流、位置および形状制御に係わる設計研究について報告する。本報告には以下の内容が含まれる。1)FERにおけるプラズマ垂直位置制御の設計手順、2)高楕円プラズマにおける垂直位置制御、3)プラズマ電流、位置および形状(PCPS)制御系の概念検討、a.JT-60およびJETのPCPS制御系のサーベイ、b.FERのPCPS制御系の考察、c.PCPS制御系のモデル化

報告書

INTOR Scoping study; Conceptual design study of FY86 FER

笠井 雅夫*; 井田 俊雄*; 西川 正名*; 亀有 昭久*; 飯田 浩正; 藤沢 登

JAERI-M 87-107, 29 Pages, 1987/08

JAERI-M-87-107.pdf:0.65MB

システム解析コードTORSAC(TOkamak Reactor System Analysis Code)を発展させて作成したNEU-TORSACを用いてINTOR設計に関するスコーピングスタディを行なった。

報告書

Development of tokamak reactor system analysis code NEW-TORSAC

笠井 雅夫*; 井田 俊雄*; 西川 正名*; 亀有 昭久*; 西尾 敏; 東稔 達三

JAERI-M 87-103, 34 Pages, 1987/07

JAERI-M-87-103.pdf:0.81MB

原研と三菱原子力工業(株)との共同研究としてトカマクシステムコード(NEW-TORSAC)が開発された。

報告書

Scaling of Thermonuclear Fusion Neutron Yield on Doublet III Tokamak

阿部 充志*; 永見 正幸; 平山 俊雄; 亀有 昭久*; 狐崎 晶雄; 木島 滋; 嶋田 道也; T.Angel*; F.Blau*; R.Chase*; et al.

JAERI-M 87-038, 25 Pages, 1987/03

JAERI-M-87-038.pdf:0.8MB

中性子入射加熱(最大4.6MW)時のダブレットIIIでの重水素プラズマからの中性子の発生量を調べた。これにより発生量に関する比例則を得、またイオンに関する輸送理論から予測される値との比較を行なった。実験で得られた中性子発生量は、所謂Hモ-ド放電の場合、P$$_{a}$$$$_{b}$$$$_{s}$$$$^{4}$$・Ip$$^{2}$$・Ne$$^{-}$$$$^{2}$$ に比例し、新古典理論に基づく予測と良く一致する。4.6MW加熱時の中性子発生率は1.2$$times$$10$$^{1}$$$$^{3}$$(個/秒)であった。等価核融合出力増倍係数QとしてD(50%)-T(50%)プラズマに換算すると、Q=7.8$$times$$10$$^{-}$$$$^{5}$$に相当し、T(100%)プラズマに換算すると、加熱用高速Dとの反応によりQ=8.6$$times$$10$$^{-}$$$$^{2}$$となる。リミタ放電の場合、中性子発生量は少ない。

報告書

Japanese Contributions to IAEA INTOR Workshop,PhaseIIA,Part 2 Chapter V:Transient Electromagnetics

笠井 雅夫*; 上田 孝寿*; 新倉 節夫*; 亀有 昭久*; 木村 豊秋; 近藤 育朗; 松崎 誼; 森 雅博; 辻村 誠一*; 常松 俊秀; et al.

JAERI-M 85-077, 203 Pages, 1985/07

JAERI-M-85-077.pdf:4.14MB

本論文はIAEA INTOR Workshop、Phase Two A、Part2における日本のナショナルレポートの第V章Transient Electromagneticsをまとめたものである。プラズマ位置のフィードバック制御解析、ディスラプション時の電磁力、電場磁場の浸み込み、プラズマ位置制御およびディスラプション時の渦電流に関するベンチマーク解析等について述べられている。また、制御コイルの位置、シェル構造等のデザインガイドラインや、プラズマ位置形状制御の実験結果、シェル材、絶縁材の照射損傷Iこ関するデータベースについても述べられている。

論文

Electron temperature and density measurements by harmonic electron cyclotron emissions from the doublet-III tokamak plasma

山本 巧; 阿部 充志*; 平山 俊雄; 亀有 昭久*; 狐崎 晶雄; 児玉 幸三; 木島 滋; 永見 正幸; 仙石 盛夫; 嶋田 道也; et al.

Physical Review Letters, 55(1), p.83 - 86, 1985/00

 被引用回数:7 パーセンタイル:40.35(Physics, Multidisciplinary)

ダブレット-IIIトカマクプラズマからの電子サイクロトロン放射をフーリエ分光器によって測定した。2倍と3倍の高調波の強度比の電子温度及び密度の依存性を調べ、強度比が簡単なモデルで表わせることを明らかにした。さらに、モデルを使用して、強度比測定から、中心電子密度を評価し、CO$$_{2}$$レーザー干渉計と矛盾しないことを示した。

報告書

Fluctuations Observed in NBI Heated DOUBLET III Divertor Discharges

木島 滋; 相川 裕史; 安積 正史; 星野 克道; 亀有 昭久*; 笠井 雅夫*; 狐崎 晶雄; 小林 朋文*; 松田 俊明; 宮 直之; et al.

JAERI-M 83-171, 39 Pages, 1983/10

JAERI-M-83-171.pdf:0.86MB

かなり大きな間歇的エネルギー損失を伴う独特のアクティビティーが、中性粒子入射加熱時のタブレットIIIトカマクにおいて、しかも専ら閉じ込めの良い(Hモード)放電時に観測された。$$B$$pの上昇と共に、幅2-5msで約10ms間隔をもつ周辺リサイクリング光の大きなバーストの繰り返しが見られる。1回のバーストによってはき出されるエネルギーは蓄積全エネルギーの少くも2-3%に相当すると見積れる。この周期的なエネルギー損失は、プラズマ・エネルギーの最終到達値にして10%程抑制されている事に相当する。バーストに先立ち、ダイバータ部に大きなピークをもつ約20kHzでm=n=0の大きな磁場の揺動が観測された。これ以外に、全運転領域を通じて一般的に閉し込めの劣化或いは改善を支配していると思われるような特別のアクティビティーは観測されていない。

報告書

非円形プラズマの垂直方向の位置制御; シェル効果による位置不安定の抑制

上田 孝寿*; 二宮 博正; 新谷 吉郎*; 亀有 昭久*; 杉原 正芳; 中村 幸治; 斉藤 誠次*; 藤沢 登

JAERI-M 9854, 20 Pages, 1981/12

JAERI-M-9854.pdf:0.76MB

次期トカマク形実験炉、たとえば、INTORは非円形プラズマで高ベータを実現する。この場合、MHD平衡磁場は、曲率指数(n値)が負の値を持つ配位となり、プラズマ柱は、垂直方向において位置の不安定性を伴う。この不安定性の制御は、シェル効果およびフィードバック制御の併用によって行なわれる。前者は、曲率指数の値に強く依存して有効性は劣るが、次期装置の場合には、近似的に、シェルの時定数以下の不安定性に有効であり、後者は、シェル効果が無効になる不安定性の成長時間領域の制御に用いられる。この報告では、上記の次期装置に伴う具体的構成を念頭にシェル効果を検討し、シェル構成の有るべき姿を提案している。INTORの場合、トロイダル方向にカット無しで一周するシェル構成が解の1つを与える。

報告書

トロイダルプラズマのMHD平衡計算コード「EQUCIR version 1」

二宮 博正; 亀有 昭久*; 新谷 吉郎*

JAERI-M 9127, 83 Pages, 1980/10

JAERI-M-9127.pdf:1.9MB

新しい自由境界MHD平衡計算コードを開発した。この計算コードは従来のコードの機能に更にいくつかの新しい機能を備えている。このコードの計算手法の概要、及びその使用法について述べた。

論文

Tokamak circuit

鈴木 康夫; 二宮 博正; 小方 厚; 亀有 昭久*; 相川 裕史

Japanese Journal of Applied Physics, 16(12), p.2237 - 2244, 1977/12

 被引用回数:14

プラズマとトカマク装置を構成する電動体要素との磁気的相互作用を論ずる一方法について述べる。プラズマ電流や構成要素中の電流による磁束凾数、およびプラズマ・リングの運動方程式、断面形状を規定する方程式をアスペクト比の2次の精度まで求めた。これらと磁束函数から求められる回路方程式群と合わせて、トカマク回路方程式を作った。この方程式を解く計算コードを作成し、プラズマの振舞の物質的解析、および、プラズマ位置形状制御のフィードバック系の設計に用いた。

報告書

有限要素回路法による渦電流解析 (臨界プラズマ試験装置設計報告XXXVIII)

亀有 昭久*; 鈴木 康夫

JAERI-M 7120, 75 Pages, 1977/07

JAERI-M-7120.pdf:2.02MB

大型卜カマク装置では、真空容器や架台等に流れる渦電流が問題となるため、この渦電流の解析を一般的に取扱うことができるようにした。薄板で近似できる導体曲面上の過渡的な渦電流を一般的に解く方法を述べた。導体曲面を有限要素法的に要素分割し、各メッシュ点における電流ポテンシャルの間の電磁的結合を、エネルギー積分によって求め、回路方程式を立てる。次に、固有値展開法により、渦電流を固有モードに分解し、それらの合成により、全体の渦電流を求める。この方法は、任意の形状に対する適用が要易であり、特に、真空容器等のトーラス形状に適用した時、アスペクト比や、抵抗の不均一性によって制限を受けない。真空容器や架台上の渦電流を、プラズマ電流励起時、プラズマ電流消滅時、プラズマのスパイク時に対して計算を行った。また、渦電流によって生ずる誤差磁場の評価を行った。

報告書

一様でない抵抗を持つトーラス上の渦電流; 臨界プラズマ試験装置設計報告,34

亀有 昭久*; 二宮 博正; 鈴木 康夫

JAERI-M 6953, 25 Pages, 1977/02

JAERI-M-6953.pdf:0.72MB

トロイダル方向に一様でない抵抗を持つ真空容器上の渦電流を考察している。真空容器を薄板の円環で近似し、トロイダル方向に周期的に抵抗が変化するとした。円環上の電流分布をフーリエ展開し、外部コイルとの電磁的な結合を考え、逆アスペクト比の展開により、トロイダル効果を導入した。プラズマ電流励起時やプラズマ変位消滅時における、真空容器上の渦電流の計算を行った。特に厚肉部でループを描く鞍型電流について考察を行った。

論文

Positional instabilities of a plasma in a tokamak with a magnetic limiter

二宮 博正; 鈴木 康夫; 亀有 昭久*

Japanese Journal of Applied Physics, 15(11), p.2201 - 2210, 1976/11

 被引用回数:2

磁気リミターを備えたトカマクプラズマの垂直方向、水平方向への一様な変位に対する安定条件を、エネルギーの変分法を用いて求めた。プラズマの安定領域は、平衡に必要な垂直磁場のプラズマ中心でのN-indexで議論した。磁気リミターがプラズマ断面の外側にある時でも、水平方向変位に対してn=2,32までプラズマは安定であり、磁気リミターが上下にある場合はn=-1,16の時でも垂直方向変位にたいしてプラズマは安定であることがわかった。これらの結果は磁気リミター副コイルの存在により、一様に変位したプラズマが安定化されることを示している。

報告書

可動磁気リミターによるプラズマ立上げ(臨界プラズマ試験装置設計報告:26)

二宮 博正; 亀有 昭久*; 鈴木 康夫

JAERI-M 6656, 23 Pages, 1976/08

JAERI-M-6656.pdf:0.72MB

プラズマ立上り時に於けるプラズマ電流の表皮効果を避ける方法として、多重極磁場を用いた可動磁気リミターの利用をJT-60について検討した。放電開始時の多重極磁場として八重極磁場が良いことを示すと共に、プラズマ電流立上り時に於けるプラズマの平衡配位を示した。またそれらのMHD不安定性についても検討した。

報告書

臨界プラズマ試験装置(JT-60)におけるポロイダル・コイル類の基本配置 (臨界プラズマ試験装置設計報告22)

相川 裕史; 二宮 博正; 亀有 昭久*; 鈴木 康夫

JAERI-M 6552, 36 Pages, 1976/05

JAERI-M-6552.pdf:1.44MB

臨界プラズマ試験装置(JT-60)の詳細設計において、グラフィック・ディスプレイを使ったダイアログ型式の計算コードによって、ポロイダル・コイル類(変流器コイル、垂直磁場コイル、四重極磁場コイル、水平磁場コイル)の基本配置を決定した。変流器コイルの漏れ磁場は、26G程度に、押さえられるが、コイル設置誤差を見積ると、150G程度になると予想される。他の制御用コイルは目的関数の5%以内に押さえられる。

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