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論文

大型放射光施設計画推進共同チーム; 入射系グループ

白形 弘文

SR科学技術情報, 2(7), p.20 - 26, 1992/00

大型放射光施設(SPring-8)計画を一体的に推進するため原研と理研が設置した共同チームのうち入射系グループの活動状況を紹介するものである。SPring-8の入射系施設は、1GeVの線型加速器と8GeVのシンクロトロンとから構成され、開発・建設が進められている(原研分担部分)。特に線型加速器第I期分については現在製作が進められている。これらR&D、設計、製作の現状を含め入射系グループの紹介をした。

論文

JT-60粒子入射加熱装置(NBI)用大容量クライオポンプシステムの性能試験

柴沼 清; 秋野 昇; 大楽 正幸; 国枝 俊介; 栗山 正明; 松田 慎三郎; 大内 豊; 柴田 猛順; 白形 弘文

日本原子力学会誌, 33(10), p.960 - 974, 1991/10

 被引用回数:1 パーセンタイル:78.88(Nuclear Science & Technology)

水素ガス排気用JT-60NBI用大容量クライオポンプを開発し、性能試験を行なった結果、以下の結論を得た。(1)水素ガスに対するクライオポンプ1基当たりの排気速度は約1,400m$$^{3}$$/sであり、14基全体として20,000m$$^{3}$$/sとなり、世界最大の排気システムを構成した。(2)ヘリウム冷凍機の冷凍能力は3,020Wであり、日本最大値を示した。(3)ヘリウム冷凍機と14基のクライオポンプの予冷は、新しく開発した計算機制御によりクライオポンプ間に熱的不均衡をもたらすことなく、16時間で完了した。(4)ビームエネルギ75keVで20MWの中性水素ビームパワーによる定格入射時においても、全てのクライオポンプの排気特性は安定であり、さらに、ドリフト部における平均再離損失は4.6%となり、目標の5%を十分満足した。

論文

The JT-60 machine upgrade and development towards the next step in Japan

白形 弘文

Fusion Engineering and Design, 14, p.7 - 19, 1991/00

 被引用回数:1 パーセンタイル:78.88

大型トカマク装置JT-60は、プラズマ特性を改善するため改造中である。JT-60Upradeの主要パラメータ及び主要機器改造の内容について報告する。日本における次期核融合計画として2つの大型プロジェクトが計画されている。1つは原研におけるFusion Exprimental Reactor(FER) Projectであり、第2は核融合科学研におけるLarge Herical Device(LHD) Projectである。FER及びLHD両システムの設計の現状、またそれに付随する主要機器のR&Dの現状について報告する。

論文

Beam stops of JT-60 neutral beam injector

栗山 正明; 荒木 政則; 堀池 寛; 松田 慎三郎; 松岡 守; 小原 祥裕; 奥村 義和; 柴沼 清; 白形 弘文; 田中 茂

Fusion Engineering and Design, 9, p.237 - 243, 1989/00

JT-60粒子入射加熱装置(JT-60NBI)は14ユニットのビームラインから構成されており、最大20MWのビームをJT-60プラズマに入射する。各ビームラインユニットは、最大8MWのビームを10秒間連続して処理する必要がある。

論文

JT-60粒子入射加熱装置(NBI)用クライオポンプ

柴沼 清; 秋野 昇; 大楽 正幸; 国枝 俊介; 松田 慎三郎; 大内 豊; 柴田 猛順; 白形 弘文

真空, 31(5), p.554 - 558, 1988/05

JT-60NBI用クライオポンプ14基全体の排気速度は20,000m$$^{3}$$/secにも達する世界最大の排気装置であり、これらのクライオポンプを冷却するためのヘリウム冷却材の冷凍能力は3.6Kで3,000Wという日本最大の要量を有する大規模システムである。ここではJT-60NBI用クライオポンプの自動制御運転及びJT-60プラズマへの定格である20MW/75keV入射時におけるクライオポンプの排気特性についてのべる。

論文

Current drive and confinement studies during LHRF experiments in JT-60

今井 剛; 牛草 健吉; 坂本 慶司; 池田 佳隆; 藤井 常幸; 三枝 幹雄; 芳野 隆治; 上原 和也; 永島 孝; 木村 晴行; et al.

Nuclear Fusion, 28(8), p.1341 - 1350, 1988/00

 被引用回数:24 パーセンタイル:32.24(Physics, Fluids & Plasmas)

JT-60における低域混成波帯電流駆動(LHCD)実験の結果について述べられている。核融合炉心に近い、大型トカマクにおいて、初めて、2MAの電流駆動が、実証された。また、磁気ダイバータが、電流を担う高速エレクトロンによる不純物除去に非常に有効に働いていることがわかった。電流駆動効率$$eta$$$$_{CD}$$=N$$_{e}$$・R・I$$_{RF}$$/P$$_{LH}$$(10$$^{19-3}$$A/W)の値として、0.8~1.7を得るとともに、NBI加熱によりさらに約1.5倍の効率改善を得ることができた。また、LHCDにより、NBI加熱プラズマの閉じ込め改善が得られた。この閉じ込め改善には、LHCDによる電流分布制御が重要であることがわかった。

報告書

Initial Results of Lower Hybrid Current Experiment on JT-60

坂本 慶司; 今井 剛; 池田 佳隆; 上原 和也; 藤井 常幸; 三枝 幹雄; 本田 正男; 鈴木 紀男; 横倉 賢治; 関 正美; et al.

JAERI-M 87-061, 25 Pages, 1987/05

JAERI-M-87-061.pdf:0.78MB

JT-60における低減混成波(LHRF)による電流駆動実験の初期結果の報告である。この実験は核融合炉クラスのトカマクにおけるRF電流駆動を実証する初の試みであるが、結果として、密度n$$_{e}$$=0.3$$times$$10$$^{1}$$$$^{9}$$m$$^{-}$$$$^{3}$$ のプラズマにおいて入射電力1.2MWのLHRF(周波数2GHz)により、プラズマ電流 I$$_{R}$$F=1.7MA の電流駆動に成功した。これは現在までの非誘導型電流駆動実験で得られたものとしては世界最高の値である。尚,電流駆動効率 $$eta$$$$_{C}$$Dは1.0~1.7であり、他の中型トカマクにおける値$$eta$$$$_{C}$$D=0.5~1.5 と比較して高い値を示しているが、中性粒子入射加熱と組合わせ入射を行なった場合 更に向上し、$$eta$$$$_{C}$$D=2.0~2.8が得られた。また、他の中型装置と同様にLHRFによる軟X線信号上のSawtooth信号の抑制が観測されたが、これはLHRFによるプラズマの安定化および閉じ込めの改良の可能性を示すものである。更に、LHRFによるプラズマ電流立上げ及びOHコイル電流の再充電を実証した。

論文

RF performance test and current operations of LHRF and ICRF heating systems and JT-60

今井 剛; 永島 孝; 木村 晴行; 上原 和也; 安納 勝人; 藤井 常幸; 本田 正男; 池田 佳隆; 加藤 次男*; 清野 公広; et al.

AIP Conference Proceedings 159, p.115 - 118, 1987/00

JT-60高周波加熱装置は、設計から約10年、建設開始から、約3年で、建設が、ほぼ完了し、昭和61年7月迄に、機能試験等を完了し、10月から、JT-60プラズマとの結合試験を開始した。

論文

The JT-60 radio-frequency heating system; Description and R&D results

永島 孝; 上原 和也; 木村 晴行; 今井 剛; 藤井 常幸; 坂本 慶司; 池田 佳隆; 三枝 幹雄; 鈴木 紀男; 本田 正男; et al.

Fusion Engineering and Design, 5, p.101 - 115, 1987/00

 被引用回数:22 パーセンタイル:11.96

JT-60高周波加熱装置の概要と特色が記述されている。3ユニットの低域混成波帯(LHRF)加熱装置と1ユニットのイオン・サイクロトロン波帯(ICRF)加熱装置とから構成される。LHRFは、2GHzで24MWの発振器出力、ICRFは、120MHzで6MWの発振器出力を有する。パルス幅は、ともに10秒である。建設前に行った結合系に関する試験、1MW級、2GHzの大電力カクライストロンの開発についても述べる。

論文

JT-60中性粒子入射加熱装置

白形 弘文; 秋場 真人

日本原子力学会誌, 28(5), p.376 - 383, 1986/00

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

現在建設中のJT-60中性粒子入射加熱装置について、開発研究の経緯,装置の概要と特徴,建設の現状について解説する。特にNBI制御系の内容についてくわしく説明した。

論文

100kV test of the prototype neutral beam injector for JT-60

堀池 寛; 秋場 真人; 荒木 政則; 大楽 正幸; 伊藤 孝雄; 河合 視己人; 栗山 正明; 北村 繁; 松田 慎三郎; 松岡 守; et al.

Review of Scientific Instruments, 55(3), p.332 - 337, 1984/00

 被引用回数:18 パーセンタイル:12.89(Instruments & Instrumentation)

JT-60用粒子入射装置原型ユニットにおいて100kV70Aにて10Sのビームを引き出すことに成功した。ビームライン機器のパワーフローの測定によれば、すべての機器は良好に動作している。このことはイオン源やビームラインの設計の妥当性を証明するものである。パルス中でのビーム発散の劣化などは認められていない。またビームラインでのパワーフローの測定結果は、別に測定したイオンビームのプロトン比とガス圧分布測定結果と良く一致した。100kV70Aで10Sまでの運転では中性化効率28%、総合入射効率が20%であることがわかった。

報告書

JT-60中性粒子入射装置の磁気遮蔽; 設計と試験結果

田中 茂; 堀池 寛; 伊藤 孝雄; 栗山 正明; 松田 慎三郎; 松岡 守; 小原 祥裕; 白形 弘文

JAERI-M 82-140, 42 Pages, 1982/10

JAERI-M-82-140.pdf:1.22MB

JT-60中性粒子入射加熱装置のイオン源から中性化セル出口までの磁気シールトを設計し試験した。イオン源磁気シールド、中性化セル磁気シールドとも二層シェル構造とし、外層は電磁軟鉄、内層はミューメタルとした。シールドの1/10と1/4モデルを用いた磁気飽和実験の後、イオン源磁気シールド外層は15mm厚、内層は、5mm厚とし、中性化セル磁気シールドは各々24mm厚、5mm厚とした。イオン源部接続フランジにも一部軟鉄を使用してイオン源磁気シールドと中性化セル磁気シールドを磁気的に結合するようにした。原型ユニットで漏洩磁場コイルと第1、第2打消コイルに通電した場合の上下ビームライン軸に沿った磁場分布を測定した。その結果、イオン源磁気シールド、中性化セル磁気シールドとも、設計目標であるど-ム軸に垂直な磁場に対する遮蔽度120および1500以上の性能を示すことがわかった。

報告書

Extraction of 10sec/75keV/70A Ion Beams at Prototype Neutral Beam Injector Unit for JT-60

秋場 真人; 荒木 政則; 堀池 寛; 伊藤 孝雄; 河合 視己人; 栗山 正明; 北村 繁; 松田 慎三郎; 松岡 守; 向田 秀敏*; et al.

JAERI-M 82-045, 13 Pages, 1982/05

JAERI-M-82-045.pdf:0.66MB

JT-60原型ユニットは1981年11月に完成し、直ちに実証試験運転が開始された。原型ユニットはJT-60NBIの14ユニットの建設に先立ち、その性能を実証するための装置である。本レポートは、これまでに得られた原型ユニットの実験結果をまとめたものである。主な結果は次の通りである。(1)75keV,70Aのイオンビームを10秒間安定に発生させる事ができた。(2)イオン源および各機器の性能も設計値通りであることを確認した。(3)JT-60からの漏洩磁場が存在しても、ビームはほとんど影響を受けず、PLTおよびCulham効果などは発生しないことを確認した。

論文

Production of 75keV,70A,10sec ion beams

秋場 真人; 荒木 政則; 堀池 寛; 伊藤 孝雄; 河合 視己人; 栗山 正明; 北村 繁; 松田 慎三郎; 松岡 守; 向田 秀敏*; et al.

Review of Scientific Instruments, 53(12), p.1864 - 1869, 1982/00

 被引用回数:19 パーセンタイル:11.93(Instruments & Instrumentation)

昨年11月に完成した原型ユニットにおいて、大出力、長パルスイオン源の試験を行った。その結果、加速エネルギー75KeVにおいて70Aの水素イオンビームを10秒間安定に得ることができた。加速電極への熱負荷を測定した結果、設計値以下であることが確認され、電極の熱変形も見られなかった。ビーム発散角(1/e)は約1°であり、プロトン比は80%が得られた。また、ビームターゲットへの熱負荷(中性粒子によるもの)は1.43MW以上であった。その他のビームライン機器についても、十分な信頼性をもっている事が明らかとなった。

報告書

JT-60中性粒子入射装置用クライオポンプのクライオパネルへの熱負荷とこれによる温度上昇の評価

柴田 猛順; 堀池 寛; 栗山 正明; 松田 慎三郎; 桜庭 順二*; 白形 弘文

JAERI-M 8935, 34 Pages, 1980/07

JAERI-M-8935.pdf:0.95MB

JT-60中性粒子入射装置のクライオポンプのクライオパネルとしてキルティング構造のステンレス板にアルミニウムをコーティングしたものを選び、このパネルに対する定常熱負荷とパルス熱負荷を評価し、パルス熱負荷がかかった時のパネル温度の上昇を計算した。パルス熱負荷時のクライオパネルの最大温度上昇は約0.2Kと評価された。

報告書

Present Status of Ion Source Development in JAERI

荒川 義博; 秋場 真人; 荒木 政則; 堀池 寛; 伊藤 孝雄; 河合 視己人; 栗山 正明; 松田 慎三郎; 松岡 守; 水谷 泰彦*; et al.

JAERI-M 8869, 40 Pages, 1980/05

JAERI-M-8869.pdf:1.08MB

JT-60中性子入射装置用イオン源の開発状況について要約をおこなった。これまでに得られた実験結果を基にその概要を述べた。

報告書

バケット型およびラムダトロン型イオン源の開発

桜庭 順二*; 秋場 真人; 荒川 義博; 荒木 政則; 堀池 寛; 伊藤 孝雄; 河合 視己人; 栗山 正明; 松田 慎三郎; 松岡 守; et al.

JAERI-M 8740, 56 Pages, 1980/03

JAERI-M-8740.pdf:1.42MB

JT-60用中性粒子入射加熱装置で使用されるイオン源を開発するために、バケット型、およびラムダトロン型イオン源の改良実験を進めている。本報告は、それらの実験結果について書かれたものである。短形バケット型プラズマ源によって、イオン密度0.27A/cm$$^{2}$$、一様性$$pm$$10%以下(12cm$$times$$27cm)のソースプラズマを得た。円形バケット型、およびラムダトロン型イオン源によって、30KV、30A,H$$^{+}$$$$_{1}$$:H$$^{+}$$$$_{2}$$:H$$^{+}$$$$_{3}$$=70:20:10の水素イオンビームを引出した。また、JT-60用ラムダトロン型イオン源の概念設計を行なった。

報告書

IAEA INTOR workshop report, group 4; Heating

白形 弘文; 堀池 寛; 岸本 浩; 松田 慎三郎; 永島 孝; 小原 祥裕; 柴田 猛順; 吉田 英俊

JAERI-M 8623, 21 Pages, 1980/02

JAERI-M-8623.pdf:0.54MB

INTORトカマクの第二段加熱装置と加熱の物理についてデータベースの評価を行った。本報告では、中性粒子入射と高周波加熱について言及している。

報告書

大電流イオン源開発用テスト・スタンド(ITS-3)建設報告

伊藤 孝雄; 堀池 寛; 河合 視己人; 近藤 梅夫*; 大賀 徳道; 松田 慎三郎; 白形 弘文; 田中 茂

JAERI-M 8537, 50 Pages, 1979/11

JAERI-M-8537.pdf:2.47MB

この報告書は、ITS-3の建設とその構成、性能についてまとめたものである。ITS-3は、JT-60用中性粒子入射装置の主開発項目であるイオン源を開発するために設けられた試験設備であるが、このうち特にイオン源の大電流化を目指した改良研究に供される。この設備では、30kV、30A、1秒までのイオン源を試験することができる。

論文

Cooling of extraction electrode of an ion source in long-pulse operation

堀池 寛; 近藤 梅夫*; 森田 洋昭*; 菅原 享*; 白形 弘文; 田中 茂

Review of Scientific Instruments, 50(11), p.1452 - 1457, 1979/00

イオン源のロングパルス運転を行い、その引出電極の冷却の実験を行った。電極には強制水冷却を行う銅電極を用いて 1~5A、30KeVのビームを最大10秒間引き出した。その時電極グリッド部分の平均熱負荷は最高130W/cm$$^{2}$$で、この様な高熱負荷は電極配置をビームの発散が悪くなる、従って電極熱負荷が大きくなる様にセットしたため得られたものである。接地電極の温度を2本の熱電対で測定した。その温度は230$$^{circ}$$C以下に抑えられたがそれは冷却水の沸騰熱伝達によるものである。ビーム引き出し実験終了後、電極の目視観察を行ったが何らの損傷や変形は見られなかった。

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