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論文

Fabrication process qualification of TF Insert Coil using real ITER TF conductor

尾関 秀将; 礒野 高明; 河野 勝己; 齊藤 徹; 川崎 勉; 西野 克巳; 奥野 清; 木戸 修一*; 仙波 智行*; 鈴木 洋三*; et al.

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 25(3), p.4200804_1 - 4200804_4, 2015/06

 パーセンタイル:100(Engineering, Electrical & Electronic)

JAEA is planning performance test of 50 m Toroidal Field (TF) conductor of ITER using Central Solenoid Model Coil (CSMC) test facility at Naka-site in Japan. In order to test the conductor, "TF Insert Coil" (TFIC) is under fabrication in cooperate with Hitachi, Ltd. TFIC is a solenoid coil wound in 1.44 m diameter. It is going to be installed into the bore of CSMC, whose maximum magnetic field is 13 T. The maximum driven current of TFIC is 68 kA. In order to prepare for fabrication of TFIC, several trials of components including windings, removal of Cr plating of the strands, welding and compaction of terminal sleeve were carried out for process qualification. The results of trials showed that the winding dimater satisfied its criterion, the Cr plating was clearly removed using non-woven cloth soaked into HCl solution, the mechanical strengths at 4 K of welds at the terminal were enough. Eventually, the fabrication process qualification of TFIC was completed.

論文

Extended steady-state and high-beta regimes of net-current free heliotron plasmas in the Large Helical Device

本島 修*; 山田 弘司*; 小森 彰夫*; 大藪 修義*; 武藤 敬*; 金子 修*; 川端 一男*; 三戸 利行*; 居田 克巳*; 今川 信作*; et al.

Nuclear Fusion, 47(10), p.S668 - S676, 2007/10

 被引用回数:31 パーセンタイル:20.71(Physics, Fluids & Plasmas)

大型ヘリカル装置(LHD)では、加熱パワーの増大及び粒子の排気/供給能力の向上に加え、革新的な運転シナリオの発見により、無電流ヘリオトロンプラズマの性能を改善することに成功した。その結果、特に、高密度,長時間運転,高ベータに関して運転領域を拡大することに成功した。LHDにおける多様な研究の結果、無電流ヘリオトロンプラズマの特長が明らかになった。特に、ローカルアイランドダイバータによる排気とペレット入射によるプラズマ中心部への粒子供給を組合せることにより内部拡散障壁(IDB)を形成し、5$$times$$10$$^{20}$$m$$^{-3}$$という超高密度のプラズマが得られた。4.5%の体積平均ベータ値や、54分間の放電時間(総入力エネルギー: 1.6GJ,平均入力パワー: 490kW)を達成することにも成功した。本論文では、IDB,高ベータプラズマ,長時間運転に関する最近2年間の成果を概括する。

論文

Extended steady-state and high-beta regimes of net-current free heliotron plasmas in the large helical device

本島 修*; 山田 弘司*; 小森 彰夫*; 大藪 修義*; 金子 修*; 川端 一男*; 三戸 利行*; 武藤 敬*; 居田 克巳*; 今川 信作*; et al.

Proceedings of 21st IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2006) (CD-ROM), 12 Pages, 2007/03

大型ヘリカル装置(LHD)では、加熱パワーの増大及び粒子の排気/供給能力の向上と併せ、無電流ヘリオトロンプラズマの革新的な運転シナリオの開発を行った。その結果、高密度,長時間運転,高ベータに関して運転領域を拡大することに成功した。LHDにおける多様な研究の結果、無電流ヘリオトロンプラズマの特長が明らかになった。特に、ローカルアイランドダイバータによる排気とペレット入射によるプラズマ中心部への粒子供給を組合せることにより内部拡散障壁(IDB)を形成し、$$5times10^{20}$$m$$^{-3}$$という超高密度のプラズマが得られた。この結果は魅力的な超高密度核融合炉へ道を開くものである。また、4.5%の体積平均ベータ値や、54分間(総入力エネルギー: 1.6GJ,平均パワー: 490kW)の放電維持時間を得ることにも成功した。本論文では、IDB,高ベータプラズマ,長時間運転に関する最近2年間の成果を概括する。

論文

ITPA(国際トカマク物理活動)会合報告,18

川端 一男*; 河野 康則; 草間 義紀; 間瀬 淳*; 笹尾 真実子*; 杉江 達夫; 藤田 隆明; 福田 武司*; 福山 淳*; 坂本 宜照; et al.

プラズマ・核融合学会誌, 83(2), p.195 - 198, 2007/02

2006年の秋季にITPA(国際トカマク物理活動)に関する7つの会合が開催された。「輸送物理」,「閉じ込めデータベースとモデリング」,「周辺及びペデスタルの物理」,「定常運転」,「MHD」の5会合は、中国の成都にて「第21回IAEA核融合エネルギー会議」に引き続いて行われ、トピカルグループ間の合同会合も多数開かれた。国際装置間比較実験の結果報告のほか、国際熱核融合実験炉(ITER)のデザインレビューに関して、現状の設計への問題提起と解決策の検討を整理するためまとめられているITER Issue Cardについて活発な議論が行われた。日本の参加者は27名に上った。また、「計測」の会合は、東北大学で、「スクレイプオフ層及びダイバータ物理」の会合は、カナダのトロント大学で行われた。

論文

JT-60共同研究の進展

木村 晴行; 犬竹 正明*; 菊池 満; 小川 雄一*; 鎌田 裕; 小関 隆久; 内藤 磨; 高瀬 雄一*; 井手 俊介; 長崎 百伸*; et al.

プラズマ・核融合学会誌, 83(1), p.81 - 93, 2007/01

JT-60公募型研究協力(以下、共同研究)は平成11年度から開始され、特に、平成15年1月にJT-60がトカマク国内共同研究の中核装置に位置づけられて以来、共同企画・共同研究の運営体制の構築とともに、研究課題数,研究協力者数が顕著に増加した。共同研究の成果の発表件数はJT-60全体の20-30%を占める。ブートストラップ電流による中心ソレノイド無し運転,電子サイクロトロン波によるMHD不安定性制御,プラズマ・壁相互作用,先進レーザー技術のプラズマ計測への応用,トカマクとヘリカルの比較研究などに、顕著な成果が上がっている。これらJT-60共同研究の全体像につき解説する。

論文

ITPA(国際トカマク物理活動)会合報告,17

朝倉 伸幸; 加藤 隆子*; 仲野 友英; 高村 秀一*; 田辺 哲朗*; 飯尾 俊二*; 中島 徳嘉*; 小野 靖*; 小関 隆久; 武智 学; et al.

プラズマ・核融合学会誌, 82(7), p.448 - 450, 2006/07

2006年の1月から4月にかけて開催されたITPA(国際トカマク物理活動)の7つのトピカル物理グループ(「スクレイプオフ層及びダイバータ物理」,「MHD」,「周辺及びペデスタルの物理」,「定常運転」,「計測」,「輸送物理」,「閉じ込めデータベースとモデリング」)の会合に関する報告である。7つの会合を合わせて、原子力機構から担当委員12名が参加するとともに、委員外4名が発表を行った。磁場リップル低減のためのフェライト鋼装着後のプラズマ性能の向上等のJT-60の実験結果が報告された。

論文

ITPA(国際トカマク物理活動)会合報告,13

河野 康則; 川端 一男*; 草間 義紀; 笹尾 真実子*; 杉江 達夫; 間瀬 淳*; 朝倉 伸幸; 加藤 隆子*; 高村 秀一*; 田辺 哲朗*; et al.

プラズマ・核融合学会誌, 81(2), p.128 - 130, 2005/02

2004年の秋季に、ITPA(国際トカマク物理活動)に関する7つの会合が開催された。「計測」グループ会合は10月に中国で行われたが、その他の6つのグループ(スクレイプオフ層及びダイバータ物理,輸送物理,閉じ込めデータベースとモデリング,定常運転,MHD・ディスラプション・制御,周辺及びペデスタルの物理)会合は第20回IAEA核融合エネルギー会議(2004年11月1日$$sim$$6日,ポルトガル,ヴィラモウラ)の翌週にリスボンのリスボン工科大学に集中して開かれた。調整委員会議長の提案で開催された全体会合をはじめ、トピカルグループの合同会合も多数開かれ、国際装置間比較実験の結果報告と活発な議論が行われた。ITPA及び国際装置間比較実験へ日本側から多くの継続した寄与が望まれることから、本会合では初めて核融合フォーラムから滞在費・旅費の補助が大学及び研究機関の研究者9名に対し行われ、各グループの重要課題の解決及び国際研究活動の進展に貢献した。2005年の会合予定も併せて示した。

論文

Key quantities for ITB formation and sustainment

藤田 隆明; Aniel, T.*; Barbato, E.*; Behn, R.*; Bell, R. E.*; Field, A. R.*; 福田 武司*; Gohil, P.*; 居田 克巳*; Imbeaux, F.*; et al.

Europhysics Conference Abstracts, 27A, 4 Pages, 2003/00

温度分布等に基づいて、内部輸送障壁の有無,強弱を定量的に判定する条件を決定することを目的として、国際内部輸送障壁データベースを用いた解析を行った。プラズマ大半径と温度勾配の特性長の比とイオンのラーマー半径と温度勾配の特性長の比の二つの量に着目した。特に後者はJETトカマクにおいてさまざまな放電条件に対して同一の基準値との大小で内部輸送障壁の有無が判定できると報告されており、その基準値がほかの装置でも成り立つかどうかが問題とされている。世界の9つのトカマクと2つのヘリカル装置からの分布データを収集して解析した結果、基準値は装置間でかなりばらつきがあり、電子系の内部輸送障壁の場合、最大で10倍の違いがあることがわかった。むしろプラズマ大半径と温度勾配の特性長の比の方がばらつきが小さく(最大で3倍程度)、イオンのラーマー半径を用いることの利点は見いだせなかった。イオン系の内部輸送障壁についても同様の結果であった。これらの結果は、内部輸送障壁の判定においてはイオンのラーマー半径以外の物理量も含めるべきであることを示している。

報告書

Power loading on the beamline components and beam divergence of the negative-ion based NBI system for JT-60U

Hu, L.*; 秋野 昇; 海老沢 昇; 本田 敦; 伊藤 孝雄; 河合 視己人; 椛澤 稔; 栗山 正明; 日下 誠*; 藻垣 和彦; et al.

JAERI-Tech 99-057, 16 Pages, 1999/08

JAERI-Tech-99-057.pdf:1.03MB

JT-60では、負イオンNBI(N-NBI)を使った高エネルギー中性ビーム入射実験が進められている。N-NBIの目標性能は、500keVで10MWのビームを入射することであり、これまでに350keVで5.2MWのビーム入射を達成している。ビーム発散、ビームライン機器への熱負荷は、ビーム性能を評価する上できわめて重要な項目である。JT-60へのビーム入射実験中にドリフト管で評価した発散は、水平方向で4mrad、垂直方向で6mradであり、これは設計値の5mradに近い値である。ビームライン機器への熱負荷測定値も設計値と比べて妥当な値である。

論文

Divertor biasing effects to reduce L/H power threshold in the JFT-2M tokamak

三浦 幸俊; 旭 芳宏*; 花田 和明*; 星野 克道; 居田 克巳*; 石毛 洋一*; 河西 敏; 河上 知秀; 川島 寿人; Maeda, M.*; et al.

Fusion Energy 1996, p.167 - 175, 1997/05

ダイバータバイアスのL/H遷移パワーに与える効果についてまとめたものである。JFT-2Mの上シングルヌルプラズマ配位において、下シングル閉ダイバータ用の外側バッフル板に正のバイアス電圧を印加するとスクレイプオフ層(SOL)に負の径電場が形成され、またバッフル板からダイバータ板へSOL電流が流れる。これらの効果により、ダイバータ部に中性粒子が圧縮されるダイバータ効果が助長される。この中性粒子のダイバータ部への圧縮がL/H遷移パワー減少に対して効果的であることを明らかにした。また、強力なガスパフも過渡的に中性粒子をダイバータ部に圧縮し同様な効果があることを示した。これらの結果は、イオン損失によるL/H遷移理論を支持している。

口頭

溶融ホウケイ酸ガラスのCV測定手法の検討

永井 崇之; 西澤 代治; 猪瀬 毅彦*; 佐藤 誠一*; 畠山 清司*; 関 克巳*; 大山 孝一; 狩野 茂

no journal, , 

模擬廃液固化体ガラス中に含まれる溶存種の酸化還元挙動を評価するため、溶融ホウケイ酸ガラスのCV測定手法を検討するとともに、模擬廃液固化体ガラスを対象に900$$^{circ}$$CでのCV測定を試みた結果について報告する。

口頭

ラマン分光測定・放射光XAFS測定による模擬廃棄物ガラスの評価

永井 崇之; 岡本 芳浩; 狩野 茂; 西澤 代治; 関 克巳*; 本間 将啓*; 小林 博美*; 菖蒲 康夫

no journal, , 

モックアップ溶融炉流下ガラスを対象に、ラマン分光測定からSi-O架橋構造を解析し、放射光XAFS測定からCe原子価割合を求め、ガラス中のNd$$_{2}$$O$$_{3}$$がSi-O架橋構造やCe原子価に影響することを確認した。

口頭

ITER導体性能評価用試験コイルの製作

礒野 高明; 河野 勝己; 尾関 秀将; 佐藤 稔; 齊藤 徹; 西野 克巳

no journal, , 

ITER超伝導導体の導体性能を評価するために、試験コイルを製作した。試験コイルは外径約1.5m、約9ターンのコイルで、原子力機構が保有するCSモデル・コイル試験装置に組み込み試験する。この試験コイルは、中心ソレノイド(CS)実機導体を用いて製作した。CS導体は、1辺49mmの角形の外形で、576本のNb$$_{3}$$Sn超伝導線を用いたケーブルが挿入されており、13Tの磁場中で40kA通電する。試験コイルの製作手順は、約40mのCS実機導体を1.5mの直径に巻いた後、両端にターミナルを製作し、超伝導生成熱処理後、ターン絶縁を巻き、対地絶縁施工後、上下フランジを組込み、計測素子を取り付ける。試験コイルの製作前に、同じ長さのダミー導体を用いてコイルを試作し、その製作要領を実証して、試験コイルの製作を行った。本発表では、試作及び実機製作の結果を報告する。

口頭

模擬ガラス固化体の組成によるセリウム原子価への影響

永井 崇之; 西澤 代治*; 渡部 創; 岡本 芳浩; 関 克巳*; 本間 将啓*; 菖蒲 康夫

no journal, , 

実規模プロセス試験で製造した模擬ガラス固化体を対象に放射光XAFS測定を実施し、Ce-L3吸収端スペクトルからガラス組成による模擬ガラス固化体中のセリウム(Ce)原子価割合を求めた結果、ガラス中のネオジム(Nd)濃度が高くなるほど、Ce(IV)の割合が高くなる傾向にあることを確認した。固化体中のCe原子価は、プロセス環境が酸化性であればCe(IV)が増え、還元性であればCe(III)が増える傾向にある。固化体中のNd化合物はNd$$_{2}$$O$$_{3}$$と考えられ、Nd化合物がFe$$_{2}$$O$$_{3}$$と同様な酸化還元反応を示すことは想定できないが、同じ組成のCe含有ガラスへFe$$_{2}$$O$$_{3}$$とNd$$_{2}$$O$$_{3}$$を各々添加し、放射光XAFS測定した結果、Nd添加ガラス中のCe(IV)割合はFe添加ガラスよりも高いことを確認した。結論として、ガラス中のNdがCe原子価に影響することを見出した。

口頭

溶融ホウケイ酸ガラス中のRuO$$_{2}$$粒子の酸化還元挙動

永井 崇之; 猪瀬 毅彦*; 佐藤 誠一*; 畠山 清司*; 関 克巳*

no journal, , 

使用済核燃料再処理プロセスで発生した高レベル放射性廃液は、ガラス溶融炉内でホウケイ酸ガラス原料と溶融混合し、化学的に安定なガラス固化体に処理する。ガラス溶融炉の加熱は交流通電によるジュール熱を利用するため、通電による酸化還元反応を示す化学種の存在が想定され、溶融ガラスに含まれる化学種を対象に酸化還元挙動の評価を進めている。本報では、溶融ガラス中の溶解度が低いRuO$$_{2}$$を対象に、Ru含有ホウケイ酸ガラスをCV測定しRuO$$_{2}$$の酸化還元挙動を評価した。

口頭

ITER TF導体を用いたインサート・コイルの製作

尾関 秀将; 礒野 高明; 河野 勝己; 齊藤 徹; 川崎 勉; 西野 克巳; 奥野 清; 木戸 修一*; 仙波 智行*; 鈴木 洋三*; et al.

no journal, , 

国際熱核融合実験炉(ITER)のトロイダル・フィールド(TF)コイル用超伝導導体の性能を評価するため、原子力機構はTFインサート・コイル(TFIC)という直径1.44mで8.875ターンの巻線部を有するTF導体を用いたソレノイドコイルをメーカーとの協力により製作した。TFICは、原子力機構の所有する中心ソレノイドモデルコイル施設の中心ボアに据付され、最大13Tまでの外部磁場環境下で性能試験が行われる。TFICの製作にあたっては、TF導体及びTFICの構造を考慮した製作技術を確立する必要があった。原子力機構では、その製作過程で適用する製作技術について試作を実施し、超伝導素線へのダメージが無く、構造的強度が十分で、かつ、製作プロセスが適切に完了可能であるかという観点から、解体試験及び極低温度を含む温度領域での機械試験を実施した。上記試験の結果から、各製作プロセスである導体巻線・Crめっき除去・電気継手部の溶接・熱処理・導体絶縁のための樹脂含浸工程を確立し、TFインサート・コイルの製作を問題なく完了することができた。本発表では、上記試作結果とTFICの製作プロセスについて報告する。

口頭

溶融ホウケイ酸ガラス中のCe及びFeの酸化還元挙動

永井 崇之; 小林 秀和; 岡本 芳浩; 猪瀬 毅彦*; 佐藤 誠一*; 畠山 清司*; 関 克巳*

no journal, , 

使用済核燃料再処理プロセスで発生した高レベル放射性廃液は、ガラス溶融炉内でホウケイ酸ガラス原料と溶融混合し、化学的に安定なガラス固化体に処理する。溶融炉の加熱は交流通電によるジュール熱を利用しており、溶存化学種の酸化還元反応が想定されることから、廃液に含まれる化学種の酸化還元挙動評価を進めている。本報では、模擬ガラス固化体試料のXAFS測定で複数の原子価の存在が確認されたCe(III/IV)及びFe(II/III)を対象に、溶融ガラス中における酸化還元挙動を評価し、溶融ガラス中でCe(IV)+Fe(II)$$rightarrow$$Ce(III)+Fe(III)交換反応が進行することを確認した。

口頭

ITER CSインサート導体の分流開始温度特性

名原 啓博; 諏訪 友音; 尾関 秀将; 櫻井 武尊; 梶谷 秀樹; 井口 将秀; 辺見 努; 下野 貢; 海老澤 昇; 佐藤 稔; et al.

no journal, , 

ITER中心ソレノイド(CS)用の導体を用いて、長さ約80mのソレノイド状のサンプル(ITER CSインサート導体)を製作し、那珂核融合研究所にあるCSモデル・コイルによってその導体性能を評価した。CSはITERにおいてパルス運転を行うことから、本試験では16000回の繰返し通電と3回の昇温・再冷却を行い、適宜、性能評価試験を実施した。その結果、分流開始温度は設計値(13T, 40kAにおいて5.2K)に対して1.5K以上の大きな裕度があることを明らかにした。また、2014年にスイスにあるSULTAN試験装置を用いて実施した、長さ約3mの直状サンプルの評価結果と比較し、両者が論理的に整合した結果であることを示した。

口頭

ITER CSインサートの試験結果; 試験方法

礒野 高明; 河野 勝己; 尾関 秀将; 齊藤 徹; 名原 啓博; 諏訪 友音; 下野 貢; 海老澤 昇; 佐藤 稔; 宇野 康弘; et al.

no journal, , 

原子力機構ではITER中心ソレノイド(CS)用導体の調達を進めており、今回、その超伝導性能をCSモデル・コイル試験装置を用いて評価した。試験において、16000回の繰り返し通電、3回の室温までの熱履歴を行い、分流開始温度(Tcs)の変化を測定した。また、試験コイルがフープ力により歪むことのTcsへの影響及びクエンチ試験を実施した。本稿では、これらの試験方法について報告する。

口頭

ガラス固化プロセスにおけるルテニウム化合物の化学形態調査,4; Ru-La-Na混合硝酸塩とガラス原料の反応によるRuO$$_{2}$$生成

永井 崇之; 小林 秀和; 岡本 芳浩; 佐藤 修彰*; 猪瀬 毅彦*; 佐藤 誠一*; 畠山 清司*; 関 克巳*

no journal, , 

ガラス固化プロセスでは、廃液から生成したRu化合物がガラス原料と反応し、RuO$$_{2}$$結晶が成長すると推定されることから、Ru-La-Na混合硝酸塩とガラス原料を添加して加熱し、RuO$$_{2}$$の生成状況を確認した。

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