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論文

液体ダイバータ

嶋田 道也; 宮澤 順一*

プラズマ・核融合学会誌, 92(2), p.119 - 124, 2016/02

AA2015-0751.pdf:0.61MB

能動対流型の液体金属ダイバータは、原型炉における熱負荷除去やディスラプション対策などの課題を解決する選択肢として有望である。この章では、研究の動機、これまでの経過、最近の動き、将来の展望、研究の課題について概説する。

論文

核融合; 宇宙のエネルギーを私たちの手に

McCracken, G.*; Stott, P.*; 飯吉 厚夫*; 村岡 克紀*; 中井 貞雄*; 嶋田 道也

核融合; 宇宙のエネルギーを私たちの手に, 326 Pages, 2015/00

核変換による核融合エネルギー解放の発見の経緯、1940年代からの地上での核融合研究開発の歴史を分かりやすくまとめたものが2004年に刊行された本書の初版である(和訳、2005年刊)。日本, 欧州, 米国, ロシア, 中国, 韓国, インドの協力で南仏に核融合実験炉ITERの建設が進行し、米国のローレンスリバモア放射研究所の国立点火施設における最近の成果など大きな進展をみせている研究状況に鑑みて、2013年に第2版が出版された。本書はその和訳である。

論文

Actively convected liquid metal divertor

嶋田 道也; 廣岡 慶彦*

Nuclear Fusion, 54(12), p.122002_1 - 122002_7, 2014/12

 被引用回数:18 パーセンタイル:15.86(Physics, Fluids & Plasmas)

核融合炉のダイバータ材料に最も有望なものとしてタングステンが検討されている。タングステン・ダイバータはITER実験炉の熱負荷には耐えられるものの、原型炉レベルの熱負荷を処理することは困難である。またディスラプション等に伴って短時間に膨大な熱負荷が生じた場合、溶融し再固化した後タングステン表面に凹凸が生じるため処理可能な熱負荷が著しく劣化する可能性がある。さらにタングステンは延性脆性遷移温度が摂氏400度と高く、中性子照射によりさらに上昇して亀裂を生じる懸念がある。そこで液体金属をダイバータ材料として用い、磁場に垂直の電流を液体金属中に流すことにより液体金属を循環させることを提案する。液体金属の流速が0.3m/s程度あれば、原型炉レベルの熱負荷を処理することが可能である。MHD方程式を円筒座標系で検討し、電極に印加する電圧は数ボルト程度で十分であること、隣接するダイバータ・モジュールの間に絶縁版を設置し、電圧の立ち上げを1分程度かけて行えば、電極あたりの電流は数アンペアに抑制できることを示した。この初期的解析により、この新しいダイバータ概念が更なる検討に値することを示した。

論文

Actively circulated liquid metal divertor (ACLMD)

嶋田 道也; 廣岡 慶彦*; Zhou, H.*

Europhysics Conference Abstracts (Internet), 38F, p.O2.110_1 - O2.110_4, 2014/00

核融合炉のダイバータ材料に最も有望なものとしてタングステンが検討されている。タングステン・ダイバータはITER実験炉の熱負荷には耐えられるものの、原型炉レベルの熱負荷を処理することは困難である。またディスラプション等に伴って短時間に膨大な熱負荷が生じた場合、溶融し再固化した後タングステン表面に凹凸が生じるため処理可能な熱負荷が著しく劣化する可能性がある。さらにタングステンは延性脆性遷移温度が摂氏400度と高く、中性子照射によりさらに上昇して亀裂を生じる懸念がある。そこで液体金属をダイバータ材料として用い、磁場に垂直の電流を液体金属中に流すことにより液体金属を循環させることを提案する。液体金属の流速が0.3m/s程度あれば、原型炉レベルの熱負荷を処理することが可能である。MHD方程式を円筒座標系で検討し、電圧の立ち上げを1分程度かけて行えば、電極に印加する電流・電圧は工学的に対処できるレベルであることを明らかにし、この新しいダイバータ概念が更なる検討に値することを示した。

論文

ITER vacuum vessel, in-vessel components and plasma facing materials

伊尾木 公裕*; Barabash, V.*; Cordier, J.*; 榎枝 幹男; Federici, G.*; Kim, B. C.*; Mazul, I.*; Merola, M.*; 森本 将明*; 中平 昌隆*; et al.

Fusion Engineering and Design, 83(7-9), p.787 - 794, 2008/12

 被引用回数:16 パーセンタイル:20.67(Nuclear Science & Technology)

本論文はITER真空容器,ブランケット・リミタなど炉内機器、及びダイバータに関する活動状況について報告する。主な成果は以下の通りである。(1)真空容器の設計は製作性,組立工程,コストを考慮してより詳細な設計を実施した。参加極の協力のもと実施された製作性研究の結果、通常の真空容器セクター設計がほぼ完了した。(2)6極のブランケットモジュール調達分担が決まり、ブランケットモジュール設計は参加極の協力により進展した。事前評価試験のためのモックアップの製作が進んでおり、2007年から2008年にかけて試験される予定である。(3)ダイバータに関する活動もITERプロジェクトスケジュールに従い、調達に向けて進展した。

報告書

Studies on representative disruption scenarios, associated electromagnetic and heat loads and operation window in ITER

藤枝 浩文; 杉原 正芳*; 嶋田 道也; Gribov, Y.*; 伊尾木 公裕*; 河野 康則; Khayrutdinov, R.*; Lukash, V.*; 大森 順次; 閨谷 譲

JAEA-Research 2007-052, 115 Pages, 2007/07

JAEA-Research-2007-052.pdf:3.58MB

ITERのディスラプション時に炉内構造物や真空容器に働く電磁力や熱負荷などの影響を調べた。DINAコードにより、幾つかの代表的ディスラプションシナリオを設定した。これらのシナリオに対して、3次元有限要素法により電磁力評価を行った。その結果、電磁力は許容範囲にあることが確認されたが、そのマージンはそれほど大きくない。次に垂直位置移動現象(VDE)時や熱クエンチ時の炉内構造物への熱負荷を求めた。さらに、2次元熱伝導コードを用いてベリリウム第一壁及びタングステンダイバータバッフルの浸食量を求めた。この結果、VDE発生時の浸食量は小さく、熱クエンチ時の浸食量は上方VDE発生時で約170$$mu$$m/event(Be)、下方VDE発生時で約240$$mu$$m/event(W)となり相当に大きい。ITERでは、これらVDEは移動時間に0.5秒程度を要するため、その間に大量ガス注入などの影響緩和手段を講じることが十分に期待できる。一方、中心位置ディスラプションでは、ディスラプション発生予測と緩和に失敗する確率をゼロにすることができないため、上部ベリリウム第一壁の浸食量は約(30-100)$$mu$$m/eventとなり、発生予測・緩和の失敗回数を数十回程度に抑える必要がある。

論文

Progress in the ITER physics basis, 1; Overview and summary

嶋田 道也; Campbell, D. J.*; Mukhovatov, V.*; 藤原 正巳*; Kirneva, N.*; Lackner, K.*; 永見 正幸; Pustovitov, V. D.*; Uckan, N.*; Wesley, J.*; et al.

Nuclear Fusion, 47(6), p.S1 - S17, 2007/06

 被引用回数:478 パーセンタイル:0.06(Physics, Fluids & Plasmas)

「ITER物理基盤の進歩」は、1999年に出版された「ITER物理基盤」の改訂版である。「ITER物理基盤」には、燃焼プラズマ性能を予測するための方法論や物理R&Dを通じて国際協力のもとで進められた、トカマクプラズマについての実験,モデリング及び理論研究の成果がまとめられている。また、1998年の設計のITERの予測結果も記述され、さらに残された重要な研究課題も指摘されている。これらの研究課題は、国際トカマク物理活動(ITPA)を通じて国際協力で引き続き検討が進められた。当初のITPAの参加国はEU,日本,ロシア、そして米国である。ITPAによって進められた研究の成果によって性能予測及び制御に関する新しい方法論が得られ、それらの方法論を新しく設計されたITERに適用した。新しいITERは改訂された技術的目標のもとで再設計されているが、核融合エネルギーの科学技術的成立性の統合的実証を行う、という目的は満足する。

論文

Progress in the ITER physics basis, 3; MHD stability, operational limits and disruptions

Hender, T. C.*; Wesley, J. C.*; Bialek, J.*; Bondeson, A.*; Boozer, A. H.*; Buttery, R. J.*; Garofalo, A.*; Goodman, T. P.*; Granetz, R. S.*; Gribov, Y.*; et al.

Nuclear Fusion, 47(6), p.S128 - S202, 2007/06

 被引用回数:568 パーセンタイル:3.7(Physics, Fluids & Plasmas)

本論文は、1999年の"ITER Physics Basis"の刊行以降に世界各国の装置で得られた重要な成果について記述したものであり、本章ではMHD安定性及びディスラプションに関する成果が記述されている。MHD安定性に関しては、(1)鋸歯状振動,(2)新古典テアリングモード,(3)抵抗性壁モード,(4)誤差磁場,(5)先進シナリオにおけるMHD安定性に関する成果が記述されていて、ディスラプションに関しては、(1)ディスラプションの特徴・原因・頻度,(2)サーマルクエンチによるエネルギーの損失と堆積,(3)電流クエンチのダイナミクス,(4)ディスラプションにより発生する逃走電子,(5)統合モデルとシミュレーション,(6)ディスラプションの回避・予測・緩和に関する成果が記述されている。

論文

Progress in the ITER physics basis, 8; Plasma operation and control

Gribov, Y.*; Humphreys, D. A.*; 梶原 健*; Lazarus, E. A.*; Lister, J. B.*; 小関 隆久; Portone, A.*; 嶋田 道也*; Sips, A. C. C.*; Wesley, J. C.*

Nuclear Fusion, 47(6), p.S385 - S403, 2007/06

 被引用回数:94 パーセンタイル:2.46(Physics, Fluids & Plasmas)

本稿は、国際熱核融合炉(ITER)の物理基盤に関し、プラズマ運転と制御に関する最近7年間(1999年に発刊されたITER Physics Basis後)の世界の研究の進展をまとめたものである。プラズマ制御のうち、プラズマの初期化とプラズマ基本制御についてまとめた。DIII-DやJT-60におけるプラズマ初期化実験や理論研究に基づき、ITERでは、2MWのECRF加熱によって0.3V/mの低いトロイダル電場で初期プラズマを生成できることを示した。プラズマ電流,位置,形状の磁場制御及びプラズマの巨視的値や分布のプラズマ性能制御の基本制御について進展をまとめた。

論文

ITER limiters moveable during plasma discharge and optimization of ferromagnetic inserts to minimize toroidal field ripple

伊尾木 公裕; Chuyanov, V.*; Elio, F.*; Garkusha, D.*; Gribov, Y.*; Lamzin, E.*; 森本 将明; 嶋田 道也; 杉原 正芳; 寺澤 充水; et al.

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

ITERの真空容器と容器内構造物について2つの重要な設計改善が行われた。一つはプラズマ放電中に位置調整可能なリミタの導入であり、もう一つはトロイダル磁場リップルをさらに軽減するための、強磁性体挿入物の配置最適化である。新しいリミタ設計では、プラズマがダイバータ配置になると、リミタを約8cm引っ込ませることができる。これにより、デスラプションやELMなどによる熱負荷を軽減し、また、ICRHのカップリングを改善できる可能性がある。強磁性体挿入物については、真空容器水平ポートにおけるNB用と通常のものとの配置の相違による複雑さのため、この周辺で設置していなかった。しかしながら、そのため、1%という比較的大きいリップル,約10mmの磁力線の波打があることが明確となり、強磁性体挿入物を追加することとした。

論文

Study on current drive capability of lower hybrid waves and neutral beam in an ITER steady state scenario

及川 聡洋; 嶋田 道也; Polevoi, A. R.*; 内藤 磨; Bonoli, P. T.*; 林 伸彦; Kessel, C. E.*; 小関 隆久

Proceedings of 21st IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2006) (CD-ROM), 7 Pages, 2007/03

ITER定常運転シナリオにおける低域混成波(LH)による電流駆動性能を相対論的1次元フォッカープランクコードとトロイダル光線追跡コードを用いて評価した。現在のLHランチャー設計では電流駆動効率1.8$$times$$10$$^{19}$$AW$$^{-1}$$m$$^{-2}$$を実現し、LH駆動電流分布は周辺分布となり負磁気シア配位の形成に有利である。LHパワースペクトルのさらなる最適化についても検討した。また、中性粒子電流駆動(NBCD)について異なる計算手法を採る理論コードを使って検討した。バウンス平均したフォッカープランク方程式に基づくNBCD理論コードはトロイダル系での粒子の軌道効果を含むので、粒子軌道追跡モンテカルロコードによる結果と良い一致を示した。

論文

Edge pedestal physics and its implications for ITER

鎌田 裕; Leonard, A. W.*; Bateman, G.*; Becoulet, M.*; Chang, C. S.*; Eich, T.*; Evans, T. E.*; Groebner, R. J.*; Guzdar, P. N.*; Horton, L. D.*; et al.

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

周辺ペデスタル研究の進展とITERへ向けた予測について、最近の世界の研究をレビューする。周辺ペデスタル構造を決めるパラメータリンケージを明らかにするとともに、プラズマ過程と原子分子過程の両方がペデスタル幅を決定すること,周辺圧力勾配がピーリングバルーニング理論で系統的に説明できること,計測機器の進展によってELMの発展が明らかとなり非線形理論で説明可能であること,小振幅ELMの系統的同定がすすんだことなど、大きな発展があった。これらに基づいて、ITERのプラズマ性能の予測,ELMの小規模化等の検討が大きく進んだ。

論文

Requirements for pellet injection in ITER scenarios with enhanced particle confinement

Polevoi, A. R.*; 嶋田 道也; 杉原 正芳; Igitkhanov, Y. L.*; Mukhovatov, V.*; Kukushkin, A. S.*; Medvedev, S. Y.*; Zvonkov, A. V.*; Ivanov, A. A.*

Nuclear Fusion, 45(11), p.1451 - 1456, 2005/11

 被引用回数:22 パーセンタイル:35.18(Physics, Fluids & Plasmas)

粒子閉じ込めが改善された種々の閉じ込めシナリオにおいてペレット入射が満足すべき条件を検討した。その結果ペレット入射に必要な粒子補給量は100Pam$$^{3}$$/sで十分であることを明らかにした。この検討にはペデスタル輸送モデル,ヘリウム輸送モデル,SOL及びダイバータ輸送と整合性のある境界条件を用いた。誘導運転のHモード(HH98(y,2)=1)におけるペレット条件は衝突度が小さい領域における粒子閉じ込め改善を考慮した。ハイブリッド及び定常運転におけるペレット条件は改善閉じ込め(HH98(y,2)$$>$$1)を考慮した。粒子輸送条件が広範囲に変化してもプラズマ性能はそれほど変化しないことを示した。中性粒子電流駆動及び電子サイクロトロン電流駆動のみを用いた新しい定常運転シナリオを開発した。この運転シナリオは低域混成波電流駆動を必要としないためペレット入射による電流駆動効率の低下の問題を回避することが可能である。

論文

発電実証プラントに向けたITER並びに炉心プラズマ研究

鎌田 裕; 嶋田 道也; 三浦 幸俊; 小川 雄一*

プラズマ・核融合学会誌, 81(11), p.849 - 862, 2005/11

「小特集 2050年にトカマク型実用核融合プラントを稼動させるために」の第3章として、核融合発電実証プラントの開発に向けて必要な炉心プラズマ研究を概説する。燃焼プラズマとは、高エネルギーアルファ粒子による自己加熱が支配的な自律系であり、これは、現在までの実験で得られているプラズマとは質的に異なる。ITERによる研究は、この燃焼プラズマ研究という新たな領域を拓くものである。これに加えて、定常高ベータプラズマの開発は、核融合発電実証プラントの経済性の観点から特に重要である。核融合発電実証プラントに求められるプラズマの総合的性能を示し、それに対する現在までの達成度,ITER及びそれと平行する研究開発に関して概説する。

論文

Overview of goals and performance of ITER and strategy for plasma-wall interaction investigation

嶋田 道也; Costley, A. E.*; Federici, G.*; 伊尾木 公裕*; Kukushkin, A. S.*; Mukhovatov, V.*; Polevoi, A. R.*; 杉原 正芳

Journal of Nuclear Materials, 337-339, p.808 - 815, 2005/03

 被引用回数:47 パーセンタイル:3.99(Materials Science, Multidisciplinary)

ITERは燃焼プラズマの研究と実現を目的とした核融合実験炉である。その特徴は、加熱パワーのほとんどがアルファ加熱によって供給されるということである。ITERは現在運転中の装置からの顕著なステップであり、かつ核融合炉開発において不可欠のステップである。ITERの成功は、プラズマ壁相互作用の制御のいかんにかかっていると言っても過言ではない。ITERは熱束,粒子束及び時間スケールにおいて現在の装置を一桁ないし二桁上回るからである。ITERにおけるプラズマ壁相互作用の制御の戦略として、セミクローズ・ダイバータ,強力な燃料補給と排気,ディスラプション及びELM制御,交換可能なプラズマ対向材料、及び段階を追った運転などを計画している。

論文

Progress in physics basis and its impact on ITER

嶋田 道也; Campbell, D.*; Stambaugh, R.*; Polevoi, A. R.*; Mukhovatov, V.*; 朝倉 伸幸; Costley, A. E.*; Donn$'e$, A. J. H.*; Doyle, E. J.*; Federici, G.*; et al.

Proceedings of 20th IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2004) (CD-ROM), 8 Pages, 2004/11

この論文では、物理基盤の最近の進展によって、ITERの性能予測がどのように影響されるかを要約する。これまで懸案であった課題についての進展、及びハイブリッド及び定常運転シナリオが新たに開発されたことによってITERの目標達成はより確実となった。安全係数が4付近において電流分布を調整することにより、標準のHモードよりも閉じ込めを改善し、壁無し条件でのベータ限界にまでベータを上昇させることが可能であることが実験で明らかになった。この結果をITERに適用すると、12MA程度の低いプラズマ電流で、ELMが小さく、Qが10以上で1000秒以上の長パルス運転が可能である。電流減衰時間及びハロー電流に関する指針を実験データベースから導出してディスラプションの解析を行った。保守的な仮定を用いても真空容器内機器の電磁力は設計目標を下回り、ITERの設計がディスラプションに伴う力に対して十分な耐性を持つことを明らかにした。

論文

ITPA(国際トカマク物理活動)会合報告,10

朝倉 伸幸; 飯尾 俊二*; 小関 隆久; 小野 靖*; 加藤 隆子*; 河野 康則; 杉原 正芳; 高村 秀一*; 田辺 哲朗*; 中島 徳嘉*; et al.

プラズマ・核融合学会誌, 80(7), P. 642, 2004/07

ITPA国際トカマク物理活動「スクレイプ・オフ層及びダイバータ物理」トピカルグループ会合が平成16年1月に、「MHD,ディスラプション及び制御」トピカルグループ会合が平成16年2月に、原研,那珂研究所で開催された。会合では、ITERでのプラズマ対向材の議論,新古典テアリングモードや抵抗性壁モード安定性の議論,大型トカマク共同実験の議論,Tokamak Physics Bases執筆の議論など行われた。本報告書は、当会合のまとめを報告する。

論文

周辺プラズマ研究のITERへの展開

嶋田 道也

プラズマ・核融合学会誌, 80(3), p.222 - 226, 2004/03

周辺プラズマ及びプラズマ・壁相互作用に関する研究の目的について述べるとともに、ITERのダイバータ性能の予測について議論する。また材料やトリチウム吸蔵,ELMやディスラプションのような過渡的現象に伴うプラズマ・壁相互作用に関する研究の主要な課題について議論する。さらに、ITERプラズマの予測法や制御法を確立するための研究開発の戦略について議論する。

論文

Performance of ITER as a burning plasma experiment

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。

論文

Performance of ITER as a burning plasma experiment

嶋田 道也; Mukhovatov, V.*; Federici, G.*; Gribov, Y.*; Kukushkin, A. S.*; 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

 被引用回数:36 パーセンタイル:19.01(Physics, Fluids & Plasmas)

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3.2-5.3keV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。高磁場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。

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