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論文

Neutronic analysis for ${it in situ}$ calibration of ITER in-vessel neutron flux monitor with microfission chamber

石川 正男; 近藤 貴; 草間 義紀; Bertalot, L.*

Fusion Engineering and Design, 88(6-8), p.1377 - 1381, 2013/10

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

ITERにおいては、プラズマからの総中性子発生量を、中性子モニタを用いて要求された10%の精度で計測するために、中性子モニタのその場較正試験を精度よく行う必要がある。本研究では、日本が調達する中性子モニタであるマイクロフィッションチェンバー(MFC)に対して、較正用線源の移動方法や線源の移動システムが試験に与える影響を中性子解析により調べた。線源の移動方法としてはトロイダル軸上を連続的に回転させる方法と離散的に移動させる方法があるが、離散的に移動させる方法では、各々の線源位置からのMFCの検出効率に対する寄与がわかる反面、時間がかかることがわかった。一方、連続的に回転させる方法では、中性子解析との比較は困難であるが、一定の時間でより精度の高い試験が行えることがわかった。これにより、試験時間内にそれぞれの特徴を活かした移動方法を採用することで、効率的にかつ正確に試験が行える見通しであることを示した。さらに、中性子散乱等の影響の低減が可能な線源移動システムの概念を提案し、その影響を中性子解析により評価した結果、移動システムによる散乱の検出効率への影響は、3%以内に抑えることができることがわかった。

論文

Issues on the absolute neutron emission measurement at ITER

笹尾 眞實子*; 石川 正男; Yuan, G.*; Patel, K.*; Jakhar, S.*; Kashchuk, Y.*; Bertalot, L.*

Plasma and Fusion Research (Internet), 8(Sp.1), p.2402127_1 - 2402127_3, 2013/09

ITERの核融合出力は中性子放射化システムや中性子カメラとともに中性子束モニタの組み合わせで測定される。これらのシステムは、ITERトカマク内に中性子発生装置を回転させることで絶対較正を行う。実際に、個々の中性子束モニタの測定範囲は限られているが、ITERプラズマを用いた相互較正試験により測定範囲をつなぎ、全体として10$$^{14}$$n/sから10$$^{21}$$n/sの中性子発生量をカバーする必要がある。このため、相互較正を正確に行う必要がある。本研究では、相互較正試験時のプラズマの上下方向、径方向の移動が精度に与える効果について評価した。その結果、プラズマの上下方向の移動がもたらす精度の悪化を最小限に留めるためには、よく計画された放電シナリオによるプラズマを用いて相互較正試験を行う必要があるとともに、縦方向中性子カメラを効果的に使用することが重要であることがわかった。

論文

Port-based plasma diagnostic infrastructure on ITER

Pitcher, C. S.*; Barnsley, R.*; Bertalot, L.*; Encheva, A.*; Feder, R.*; Friconneau, J. P.*; Hu, Q.*; Levesy, B.*; Loesser, G. D.*; Lyublin, B.*; et al.

Fusion Science and Technology, 64(2), p.118 - 125, 2013/08

 被引用回数:4 パーセンタイル:37.15(Nuclear Science & Technology)

ITERにおいて計測装置を設置するための基盤構造である上部及び水平ポートプラグの共通部分に関する統合設計をまとめたものである。本設計は、ITER機構が組織した各国数名からなる設計タスクフォースにより実施され、ポートプラグの成立に必要なすべての作業を網羅したものである。検討の結果、一つのポートプラグに複数の計測装置が入る水平ポートプラグでは、計測器毎の干渉を避けると同時に保守を考慮した3から6のユニット構造を提案し、さらに発生する電磁力の低減をはかった。また、真空容器外のインタースペースやポートセルへの設置についても考慮し、ポートプラグ及び計測装置の一体化の検討を行った。会議では懸案となっている中性子遮蔽性能の改善策についても併せて報告する。

論文

Neutronic analysis of the ITER poloidal polarimeter

石川 正男; 河野 康則; 今澤 良太; 佐藤 聡; Vayakis, G.*; Bertalot, L.*; 谷塚 英一; 波多江 仰紀; 近藤 貴; 草間 義紀

Fusion Engineering and Design, 86(6-8), p.1286 - 1289, 2011/10

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

ITERにおいて日本が調達するポロイダル偏向計測装置の設計の一環として、中性子輸送モンテカルロコード(MCNP)を用いた中性子解析を行い、運転時における核発熱量を評価した。その結果、水平ポート内に設置される光学ミラーのうち、第2ミラーの核発熱量は、第1ミラーと同程度であることがわかった。これは、同一ポート内に周辺トムソン散乱計測システムやLIDARシステムが設置されることでポロイダル偏光計の光学系のスペースが制限されるために、十分な迷路構造をもった光路が確保できないことや、第2ミラーの設置位置がプラズマに近い場所に配置せざるを得ないことが原因と考えられる。一方で、水平ポート前面に設置されるブランケット遮蔽モジュールが十分な中性子遮蔽性能を有していれば、光学ミラーの核発熱量は効率的に低減できることがわかった。また、ポロイダル偏光計の光学ミラーが設置される上部ポートの上部に配置されるポロイダル磁場コイルの核発熱量を評価した。その結果、中性子遮蔽材が十分に設置された場合、コイルの核発熱量は上限値である1mW/ccに比べて2桁以上小さくなることがわかった。

論文

Nuclear technology aspects of ITER vessel-mounted diagnostics

Vayakis, G.*; Bertalot, L.*; Encheva, A.*; Walker, C.*; Brichard, B.*; Cheon, M. S.*; Chitarin, G.*; Hodgson, E.*; Ingesson, C.*; 石川 正男; et al.

Journal of Nuclear Materials, 417(1-3), p.780 - 786, 2011/10

 被引用回数:19 パーセンタイル:83.81(Materials Science, Multidisciplinary)

ITER has diagnostics with machine protection, basic and advanced plasma control, and physics roles. Several are embedded in the inner machine component region. They have reduced maintainability compared to standard diagnostics in ports. They also endure some of the highest nuclear and EM loads of any diagnostic for the longest time. They include: Magnetic diagnostics; Steady-state magnetic sensors on the outer vessel skin; Bolometer camera arrays; Microfission chambers and neutron activation stations to provide key inputs to the real-time fusion power and long-term fluence measurements; mm-wave reflectometry to measure the plasma density profile and perturbations near the core, and the plasma-wall distance and; Wiring deployed around the vessel to service magnetics, bolometry, and in-vessel instrumentation. In this paper we summarise the key technological issues for each of these diagnostics arising from the nuclear environment, recent progress and outstanding R&D for each system.

論文

Plasma boundary and first-wall diagnostics in ITER

Pitcher, C. S.*; Andrew, P.*; Barnsley, R.*; Bertalot, L.*; Counsell, G. G.*; Encheva, A.*; Feder, R. E.*; 波多江 仰紀; Johnson, D. W.*; Kim, J.*; et al.

Journal of Nuclear Materials, 415(Suppl.1), p.S1127 - S1132, 2011/08

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Materials Science, Multidisciplinary)

ITER plasma boundary and first-wall diagnostics are summarized in terms of their physical implementation and physics motivation. The challenge of extracting diagnostic signals while maintaining nuclear shielding is discussed, as well as the problems associated with high levels of erosion and redeposition.

論文

Overview of high priority ITER diagnostic systems status

Walsh, M.*; Andrew, P.*; Barnsley, R.*; Bertalot, L.*; Boivin, R.*; Bora, D.*; Bouhamou, R.*; Ciattaglia, S.*; Costley, A. E.*; Counsell, G.*; et al.

Proceedings of 23rd IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2010) (CD-ROM), 8 Pages, 2011/03

The ITER device is currently under construction. To fulfil its mission, it will need a set of measurement systems. These systems will have to be robust and satisfy many requirements hitherto unexplored in Tokamaks. Typically, diagnostics occupy either a removable item called a port plug, or installed inside the machine as an intricate part of the overall construction. Limited space availability has meant that many systems have to be grouped together. Installation of the diagnostic systems has to be closely planned with the overall schedule. This paper will describe some of the challenges and systems that are currently being progressed.

論文

Strategy for the absolute neutron emission measurement on ITER

笹尾 眞實子*; Bertalot, L.*; 石川 正男; Popovichev, S.*

Review of Scientific Instruments, 81(10), p.10D329_1 - 10D329_3, 2010/10

 被引用回数:15 パーセンタイル:59.17(Instruments & Instrumentation)

ITERでは、絶対中性子発生量測定に対し10%の計測精度が要求されている。この計測精度を達成するために数種類の中性子計測を組合せて測定を行う必要があり、そのためには各中性子計測装置のその場較正試験に加えて、それぞれの計測装置の相互較正が必要となる。本研究では、各中性子計測装置のその場較正試験に必要な時間を中性子輸送解析により評価した。その結果、中性子源として10$$^{10}$$ n/s以上のDT中性子及び10$$^{8}$$n/s以上のDD中性子が発生可能な中性子発生装置を用いることで、全体として8週間でその場較正試験を完了できる見通しがたった。

論文

The Design and implementation of diagnostic systems on ITER

Costley, A. E.*; Walker, C. I.*; Bertalot, L.*; Barnsley, R.*; 伊丹 潔; 杉江 達夫; Vayakis, G.*

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

プラズマ対向壁とプラズマに対する測定要求を満たすために、ITER計測システムは電磁気計測,中性子計測,光学計測,マイクロ波計測,分光計測,ボロメータ計測,プローブ計測,圧力計測,ガス分析などを行う約40の異なった計測システムから構成される。本システムの各コンポーネントの多くは厳しい環境に置かれると同時に、ITERが核融合装置になるということに起因し、厳しい工学的必要条件を満たす必要がある。そのため、システムの設計と実装は大きな挑戦的開発を必要とする。これまで、広範な設計と技術開発、及び計測システムの実装技術研究が行われてきた。例えば、ミラー等の計測用コンポーネントを設置すると同時に、中性子遮蔽を行うために、ポートプラグを上部ポート及び赤道ポートに挿入する設計開発を進めてきた。本論文では、ITER計測システム設計開発の困難な点をまとめ、その解決方法を述べる。また、ITER測定要求に対する本計測システムの性能を評価する。

論文

The "Hybrid" scenario in JET; Towards its validation for ITER

Joffrin, E.*; Sips, A. C. C.*; Artaud, J. F.*; Becoulet, A.*; Bertalot, L.*; Budny, R.*; Buratti, P.*; Belo, P.*; Challis, C. D.*; Crisanti, F.*; et al.

Nuclear Fusion, 45(7), p.626 - 634, 2005/07

 被引用回数:86 パーセンタイル:93.32(Physics, Fluids & Plasmas)

2003年、JETではハイブリッドシナリオの運転領域を$$beta_{rm N}=2.8$$まで拡張し($$B=1.7$$ T),核融合増倍率の指標($$H_{89}beta_{rm N}/q_{95}^2$$)が0.42のプラズマを定常的に維持することに成功した($$q_{95}=3.9$$)。また、高磁場($$B=2.4$$ T),低ラーマー半径の運転領域においてもハイブリッドシナリオ運転を行いデータベースの拡充を図った。このデータベースを用い、輸送や閉じ込め特性に関して通常のHモード運転と比較を行った。さらに、トレース・トリチウムを入射し、核融合燃料の拡散係数・対流係数を評価した。閉じ込めや安定性を最適化した結果をITER に外挿すると、プラズマ電流を減らした場合でも高核融合利得のプラズマを2000秒間維持できる可能性が高いことがわかった。

口頭

Neutronic analysis for ITER poloidal polarimeter

石川 正男; 河野 康則; 今澤 良太; 佐藤 聡; Vayakis, G.*; Bertalot, L.*; 谷塚 英一; 波多江 仰紀; 近藤 貴; 草間 義紀

no journal, , 

ITER計画において日本が調達するポロイダル偏光計測装置の光学ミラーの核発熱量を、中性子モンテカルロコード(MCNP)を用いた中性子輸送解析を行って評価した。その結果、水平ポート内に設置される光学ミラーのうち、第2ミラーの核発熱量は第1ミラーと同程度であることがわかった。これは、同一ポート内に周辺トムソン散乱計測システムやLIDARシステムが設置されることでポロイダル偏光計の光学系の設置空間が制限されるために、十分な迷路構造を持った光路が確保できないことや、ミラーのサイズを小さくするために第2ミラーの設置位置がプラズマに近い場所に配置されていることが原因と考えられる。一方で、水平ポート前面に設置されるブランケット遮蔽モジュール(BSM)が十分な中性子遮蔽性能を有していれば、光学ミラーの核発熱量は効率的に低減できることがわかった。また、上部ポート内に設置される第1ミラーの核発熱量は、BSMがあってもストリーミング中性子の影響により高くなるが、入射レーザービームの径を小さくすることで核発熱量を低減できることを示した。

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