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Development of instrumentation and control systems for the ITER diagnostic systems in JADA

山本 剛史; 橋本 慰登*; 北澤 真一; 谷塚 英一; 波多江 仰紀; 杉江 達夫; 小川 宏明; 竹内 正樹; 河野 康則; 伊丹 潔

Fusion Engineering and Design, 96-97, p.1012 - 1016, 2015/10

 被引用回数:4 パーセンタイル:43.49(Nuclear Science & Technology)

日本国内機関では、ITER計画において6種類のプラズマ計測装置の調達を担当している。原子力機構では、ITER標準ソフトウェアを用いて、統括制御機能、シーケンス制御管理機能及びデータ収集機能を含むITER計測装置用計装制御システムを開発した。統括制御機能は、センサーの健全性検査、計測条件の設定及び計測条件間の一貫性検査といった計測のための内部処理を管理する。我々は、Python言語を用いてフローチャートからEPICS(Experimental Physics and Industrial Control System)のコードを生成するツール及びシーケンス制御管理機能を開発した。EPICSは、運転手順のトリガー及び進行を示すために使用される。シーケンス制御管理機能は、EPICSを用いてプラント状態の変化を監視することにより、運転手順の進行を管理する。EPICSと運転手順の関連付けは、上記ツールにより自動的に行われる。我々は、熱電対計測システムに関して、上記の計装制御システムの性能を検証した。また、さらに複雑な計測装置向けに本設計を適用していく予定である。


Preparation for lower port integration engineering for ITER diagnostic systems in JADA

北澤 真一; 丸山 敏征; 小川 宏明; 伊丹 潔; Casal, N.*

Plasma and Fusion Research (Internet), 10(Sp.2), p.3402044_1 - 3402044_4, 2015/04

In ITER, there are 18 ports in the upper, equatorial, and lower levels, which serve various purposes such as vacuum, heating, remote handling, and diagnostics. Several diagnostics will be integrated in Lower Port #2 (LP#02): divertor equilibrium sensors, divertor shunts, divertor Rogowski coils, divertor toroidal coils, divertor neutron flux monitors, divertor impurity monitor (DIM), pressure gauges, Langmuir probes, and divertor thermocouples. The engineering aspects of integrating the components in LP#02 are within the scope of Japan Domestic Agency (JADA) procurement. The components in the LP#02 procurement package are the port plug assembly, interspace assembly, port cell assembly and tooling. This integration requires the assemblies to be manufactured as fully integrated components and external interfaces. In the current phase, JADA identified technical issues, and implemented thermal and structural analysis on within the specified design conditions.


Development of divertor IR thermography for ITER

竹内 正樹; 杉江 達夫; 小川 宏明; 石川 正男; 嶋田 恭彦; 草間 義紀

Plasma and Fusion Research (Internet), 8(Sp.1), p.2402147_1 - 2402147_5, 2013/11



Bi-directional reflectance distribution function of a tungsten block for ITER divertor

岩前 敦*; 小川 宏明; 杉江 達夫; 草間 義紀

JAEA-Research 2011-045, 11 Pages, 2012/02




Synthesized intensity of emission lines of hydrogen isotopes and impurities in the ITER divertor plasma

岩前 敦; 杉江 達夫; 小川 宏明; 草間 義紀

Plasma Physics and Controlled Fusion, 53(4), p.045005_1 - 045005_17, 2011/04

 被引用回数:2 パーセンタイル:85.63(Physics, Fluids & Plasmas)

Intensity of emission lines in the ITER divertor plasma is synthesized using a model of the edge and scrape-off layer plasmas. The intensity of hydrogen isotopes and impurities observed with the divertor optical system of the Impurity Influx Monitor (Divertor) is estimated. In both the inner and outer divertor plasmas, ionizing and recombining plasma components are observed for C$$_{I-III}$$ and recombining plasma component is dominant for C$$_{IV-V}$$. Line-of-sight integrated spectra are synthesized in the wavelength range of 200 nm to 1000 nm using photon emission coefficients. In order to evaluate the carbon impurity influx, $$Gamma_{rm c}$$, identifying the plasma component, i.e. ionizing or recombining plasma component, is important.


${it In-situ}$ spectral calibration method for the impurity influx monitor (divertor) for ITER using angled physical contact fibers

岩前 敦; 小川 宏明; 杉江 達夫; 草間 義紀

Review of Scientific Instruments, 82(3), p.033502_1 - 033502_4, 2011/03

 被引用回数:2 パーセンタイル:82.41(Instruments & Instrumentation)

The ${it in-situ}$ calibration method for the impurity influx monitor (divertor) is experimentally examined. The total reflectance of the optical path from the focal point of the Cassegrain telescope to the first mirror is derived using a micro retro-reflector array. An optical fiber with angled physical contact (APC) connectors reduces the return edge reflection. APC fibers and a multimode coupler increase the signal-to-noise ratio by about one order compared to that of triple-branched fibers and enable measurement of the wavelength dependence of the total reflectance of the optical system even after potential deterioration of mirror surfaces reduces reflectance.


Divertor impurity-influx monitor for ITER; Spectral throughput measurement on an optical prototype for the upper port and optimization of viewing chords based on computerized tomography

岩前 敦; 杉江 達夫; 小川 宏明; 草間 義紀

Plasma and Fusion Research (Internet), 4, p.042_1 - 042_11, 2009/10

We have developed a spectroscopic diagnostics system in ultraviolet and visible wavelength regions for monitoring ITER divertor plasmas. An equivalent-size prototype of the optical components for the upper port-viewing fan array chords has been assembled as a system to measure spectral light throughput coefficient ($'e$tendu). Collisional-radiative models for He$$_{rm I}$$ and C$$_{rm IV}$$ are used to estimate the emission line intensities of helium ash and carbon impurity ions in a divertor plasma of a burning plasma. For the measurement of $$T_{rm i}$$, the estimated line intensity of C$$_{rm IV}$$ $$n$$=6-7 meets the time resolution of ITER requirement. A numerical simulation of the computerized tomographic (CT) reconstruction technique has been applied to the divertor plasma region. A Gaussian-type intensity model function with 100 mm (full-width-at-half-maximum) of the impurity emission observed by means of various pairs of fan array-viewing chords is applied based on the CT reconstructs. With the optimized pair of the upper port and the higher gap viewing chords resolve the model function with reasonable resolution. We measure the reflection of the surfaces of carbon-fiber-composite and tungsten blocks, which consist of the plasma-facing divertor target plate and the dome. The reflection of the surface of the tungsten divertor material at H$$alpha$$ 656.28 nm is 23%, sandblasting the tungsten surface reduces direct reflectance less than 0.7%.


Engineering design and R&D of impurity influx monitor (divertor) for ITER

小川 宏明; 杉江 達夫; 河西 敏*; 勝沼 淳*; 原 玲丞*; 武山 芸英*; 草間 義紀

Fusion Engineering and Design, 83(10-12), p.1405 - 1409, 2008/12

 被引用回数:8 パーセンタイル:42.18(Nuclear Science & Technology)



Development of the UV and visible impurity influx monitor (divertor) for ITER

岩前 敦; 小川 宏明; 杉江 達夫; 河西 敏*; 草間 義紀

Proceedings of 18th International Toki Conference on Development of Physics and Technology of Stellarator/Heliotrons en route to Demo (ITC-18) (CD-ROM), p.450 - 453, 2008/12

We are developing a spectroscopic diagnostics system in wavelength region of 200$$sim$$1000 nm for monitoring ITER divertor plasmas, such as the influxes of impurity elements, the position of the ionization front, the electron temperature and density. An equivalent size prototype of the optical components for the upper port spectroscopic diagnostics system has been fabricated and assembled into the system to estimate quantitative light throughput. Line intensities of helium ash and carbon ions are estimated with collisional radiative model. Measured signal intensity is estimated with the prototype spectral throughput and the estimated line radiance. The reflection of the plasma facing materials of divertor, tungsten and carbon fiber composite are measured. The tungsten reflection is 23% at $$lambda$$656 nm. There is anisotropic aspect of the reflection from the tungsten divertor material surface.


Spectroscopic measurement system for ITER divertor plasma; Impurity influx monitor (divertor)

杉江 達夫; 小川 宏明; 河西 敏*; 草間 義紀

AIP Conference Proceedings 988, p.218 - 221, 2008/04



Development of impurity influx monitor (Divertor) for ITER

小川 宏明; 杉江 達夫; 河西 敏; 勝沼 淳*; 原 玲丞*; 草間 義紀

Plasma and Fusion Research (Internet), 2, p.S1054_1 - S1054_4, 2007/11



Measurement and analysis of the fluctuations and poloidal flow on JFT-2M tokamak

星野 克道; 井戸 毅*; 永島 芳彦*; 篠原 孝司; 小川 宏明; 神谷 健作; 川島 寿人; 都筑 和泰*; 草間 義紀; 大麻 和美; et al.

Proceedings of 21st IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2006) (CD-ROM), 8 Pages, 2007/03



Compact toroid injection system for JFT-2M

福本 直之*; 小川 宏明; 永田 正義*; 宇山 忠男*; 柴田 孝俊; 柏 好敏; 鈴木 貞明; 草間 義紀; JFT-2Mグループ

Fusion Engineering and Design, 81(23-24), p.2849 - 2857, 2006/11

 被引用回数:5 パーセンタイル:57.7(Nuclear Science & Technology)



Compatibility of reduced activation ferritic steel wall with high performance plasma on JFT-2M

都筑 和泰; 神谷 健作; 篠原 孝司; Bakhtiari, M.*; 小川 宏明; 栗田 源一; 武智 学; 河西 敏; 佐藤 正泰; 川島 寿人; et al.

Nuclear Fusion, 46(11), p.966 - 971, 2006/11

 被引用回数:15 パーセンタイル:46.35(Physics, Fluids & Plasmas)



Observation of the interaction between the geodesic acoustic mode and ambient fluctuation in the JFT-2M tokamak

井戸 毅*; 三浦 幸俊; 星野 克道; 神谷 健作; 浜田 泰司*; 西澤 章光*; 川澄 義明*; 小川 宏明; 永島 芳彦*; 篠原 孝司; et al.

Nuclear Fusion, 46(5), p.512 - 520, 2006/05

 被引用回数:75 パーセンタイル:5.17(Physics, Fluids & Plasmas)



Geodesic-acoustic-mode in JFT-2M tokamak plasmas

井戸 毅*; 三浦 幸俊; 神谷 健作; 浜田 泰司*; 星野 克道; 藤澤 彰英*; 伊藤 公孝*; 伊藤 早苗*; 西澤 章光*; 小川 宏明; et al.

Plasma Physics and Controlled Fusion, 48(4), p.S41 - S50, 2006/04

 被引用回数:100 パーセンタイル:3.04(Physics, Fluids & Plasmas)

JFT-2Mトカマクにおいて重イオンビームプローブ(HIBP)を用いてプラズマ内部における測地的音波モード(Geodesic Acoustic mode, GAM)に伴うポテンシャル揺動及び密度揺動の同時計測を行った。ポテンシャル揺動はプラズマ境界内側で極大値を持っていること,この構造内で周波数はほぼ一定であること,このモードが径方向へ伝播していること、及びGAMが背景乱流に影響を及ぼしていることなどを明らかにした。背景乱流への影響の程度は理論モデルの予測とほぼ一致していることがわかった。


Design of impurity influx monitor (divertor) for ITER

小川 宏明; 杉江 達夫; 勝沼 淳*; 河西 敏

JAEA-Technology 2006-015, 119 Pages, 2006/03




Plasma diagnostics in JFT-2M

河西 敏*; 神谷 健作; 篠原 孝司; 川島 寿人; 小川 宏明; 上原 和也; 三浦 幸俊; 岡野 文範; 鈴木 貞明; 星野 克道; et al.

Fusion Science and Technology, 49(2), p.225 - 240, 2006/02

 被引用回数:3 パーセンタイル:71.31(Nuclear Science & Technology)

約30台の計測装置から構成されているJFT-2Mの計測診断システムは、プラズマ生成,制御,平衡,安定性,閉込め,NBIやRF(LH, ICRF, ECH)による加熱,RFによる電流駆動の研究に使用されてきた。このうち、運動シュタルク効果を利用した偏光計,荷電交換反応分光器,重イオンビームプローブ,飛行時間測定法による中性粒子測定器等は、Hモード,高リサイクリング定常(HRS)Hモードの閉込め改善機構の解明や運転領域の探求に貢献した。赤外テレビカメラ,損失イオンプローブは、リップル損失粒子による壁への熱負荷,主プラズマからの損失するイオンに関する研究でそれぞれ重要な役割を果たした。この論文は、これらの計測機器についてレビューしたものである。


Study of SOL/divertor plasmas in JFT-2M

川島 寿人; 仙石 盛夫; 上原 和也; 玉井 広史; 荘司 昭朗*; 小川 宏明; 柴田 孝俊; 山本 正弘*; 三浦 幸俊; 草間 義紀; et al.

Fusion Science and Technology, 49(2), p.168 - 186, 2006/02

 被引用回数:2 パーセンタイル:79.58(Nuclear Science & Technology)

JFT-2Mトカマクでは、SOL/ダイバータプラズマの物理を理解し、熱・粒子を能動的に制御するための実験研究を進めてきた。1984年のJFT-2M実験開始後10年間は開ダイバータ形状で、ダイバータプラズマの内外非対称性,熱・粒子の輸送,ELM中のSOL電流特性等が明らかとなり物理的理解を進めた。局所排気,境界摂動磁場印加,ダイバータバイアス,周辺加熱などの先進的手法を取り入れ、熱・粒子を能動的に制御できることを実証した。ダイバータでの熱・粒子独立制御性向上を目指し、1995年に熱・粒子束流を考慮しながらダイバータ開口部を狭める閉ダイバータ化を実施した。ダイバータ部から主プラズマ周辺への中性粒子の逆流を抑える遮蔽効果が有効に機能し、主プラズマの高閉じ込め状態を劣化させることなく、ダイバータ板熱負荷を低減するための強力ガスパフが可能となり、n$$_{e}$$$$^{div}$$=4$$times$$10$$^{19}$$m$$^{-3}$$, T$$_{e}$$$$^{div}$$=4eVまでの低温高密度ダイバータプラズマを実現することができた。また、高閉じ込めモード中、周辺プラズマにおいて特有の揺動が現れることがわかり、閉じ込めとの関係が示唆された。本論文はこれらの成果のレビューである。


CT injection experiment in JFT-2M

小川 宏明; 小川 俊英; 都筑 和泰; 川島 寿人; 河西 敏*; 柏 好敏; 長谷川 浩一; 鈴木 貞明; 柴田 孝俊; 三浦 幸俊; et al.

Fusion Science and Technology, 49(2), p.209 - 224, 2006/02

 被引用回数:3 パーセンタイル:71.31(Nuclear Science & Technology)


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