検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 7 件中 1件目~7件目を表示
  • 1

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

論文

ITER test blanket module error field simulation experiments at DIII-D

Schaffer, M. J.*; Snipes, J. A.*; Gohil, P.*; de Vries, P.*; Evans, T. E.*; Fenstermacher, M. E.*; Gao, X.*; Garofalo, A. M.*; Gates, D. A.*; Greenfield, C. M.*; et al.

Nuclear Fusion, 51(10), p.103028_1 - 103028_11, 2011/10

 被引用回数:33 パーセンタイル:80.68(Physics, Fluids & Plasmas)

ITERのテストブランケットモジュールが作ると思われる誤差磁場の影響を調べる実験をDIII-Dにおいて実施した。プラズマ回転とモードロッキング,閉じ込め,LH遷移,ELM安定化,ELMとHモードペデスタル特性,高エネルギー粒子損失等を調べた。実験では、ITERの1つの赤道面ポートを模擬する3つ組のコイルを1セット使用した。その結果、ITERのTBMが作る誤差磁場のためにITERの運転が妨げられるような結果は得られなかった。一番大きな変化はプラズマ回転を減速させるものであり、非共鳴ブレーキング効果によってプラズマ全体の回転が50%程度減少した。密度や閉じ込めへの影響は、回転の影響の1/3程度である。これらの影響は、プラズマ圧力の高いプラズマや回転の低いプラズマで顕著である。それ以外の影響は軽微であった。

論文

Six-party qualification program of FW fabrication methods for ITER blanket module procurement

伊尾木 公裕; Elio, F.*; Barabash, V.*; Chuyanov, V.*; Rozov, V.*; Wang, X.*; Chen, J.*; Wang, L.*; Lorenzetto, P.*; Peacock, A.*; et al.

Fusion Engineering and Design, 82(15-24), p.1774 - 1780, 2007/10

 被引用回数:13 パーセンタイル:66.25(Nuclear Science & Technology)

2005年12月にITER機器の調達分担がまとめられ、第一壁では性能評価試験の必要性が、規定された。これに基づいて、主要な内容とマイルストンを定めた「調達計画」が策定されている。中国,EU,日本,韓国,ロシア,USの6極による、1700枚の第一壁パネルの製作を考えると性能評価のための試験は不可欠である。性能評価のためのモックアップは80$$times$$240$$times$$81mm(3枚のBeタイル)の大きさで、EUとUSの試験設備を用いて熱負荷試験を行う。ITER第一壁の熱負荷条件は最大0.5MW/m$$^{2}$$(定常)$$times$$30,000回である。標準化された方法により機械強度試験も行う。試験結果が所定の条件を満足した極のみが、ITER第一壁の調達を行うこととなる。セミ・プロトタイプの製作もITER実機の製造前に行う予定である。

論文

Design progress of the ITER vacuum vessel sectors and port structures

Utin, Y.*; 伊尾木 公裕; Alekseev, A.*; Bachmann, C.*; Cho, S. Y.*; Chuyanov, V.*; Jones, L.*; Kuzmin, E.*; 森本 将明; 中平 昌隆; et al.

Fusion Engineering and Design, 82(15-24), p.2040 - 2046, 2007/10

 被引用回数:2 パーセンタイル:18.75(Nuclear Science & Technology)

ITER真空容器の最近の設計進捗を報告する。ITERが建設段階に移行するに伴い、真空容器の設計は、さらなる高性能化に加え、製作性向上とコスト低減に着目して進められている。真空容器の代表的なセクターである第一セクターの設計は、製作性検討の成果を取り込むことで、ほぼ完成に近づいている。他のセクターも、中性粒子入射装置との取り合いポートを有する第二,第三セクターを中心に設計を進めている。真空容器壁内遮蔽については、概念設計を改良し、より詳細な設計を進めている。真空容器設計と平行して、ポートの設計も進行中である。特に、中性粒子入射ポートは、中性粒子からの熱負荷を除去する高熱負荷機器の設計進捗が顕著である。これらの設計は、構造解析によって健全性が確認されている。

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。

口頭

An Assessment of ITER scenarios under varying assumptions of NBI and LHCD capability

及川 聡洋; Polevoi, A. R.*; Mukhovatov, V.*; 嶋田 道也; Bonoli, P.*; Campbell, D.*; Chuyanov, V.*

no journal, , 

現在行われているITERの設計評価ではNBIのエネルギーを下げる提案がされているので、さまざまな設計の可能性に対してNB入射によるプラズマ性能を評価した。重水素-三重水素運転ではHモード遷移境界を超え良い閉じ込めが得られる領域に到達できる。軽水素運転ではNBIの突抜のためエネルギーを500keV以下にする必要があり、Hモード運転領域も狭い。エネルギーを500keVまで下げるとITERのミッション達成に必要な高密度で中心加熱ができない。電流駆動は750keVにすると20%効率が落ち、定常運転シナリオを描くことが困難になる。回転は750keVにすると13%増えるが、最近の実験成果に基づくと1MeVで予測される回転でもMHD不安定性を抑制できる。また、加熱電流駆動装置の増力オプションの一つであるLHCDを使ったITERの定常運転シナリオを、新たにLHCD物理コードを組み込んだ輸送コードを使って評価した。現在の実験結果からみて妥当な閉じ込め改善度HH=1.4を仮定すると、プラズマ電流の93%を非誘導電流でまかなえ、放電時間もITERの装置制限で決まる時間一杯まで可能なことを明らかにした。

口頭

Physics assessment of the NBI capability in ITER plasmas

及川 聡洋; Polevoi, A. R.*; Mukhovatov, V.*; 坂本 宜照; 鎌田 裕; 嶋田 道也*; Campbell, D. J.*; Chuyanov, V.*; Schunke, B.*; Tanga, A.*; et al.

no journal, , 

現在行われているITERの設計評価では、MHD不安定性抑制に必要なプラズマ回転を増やすためにNBIのエネルギーを下げる提案がされている。そこでさまざまな設計の可能性に対してNB入射によるプラズマ性能を評価した。外部加熱電力によってHモードを得られる運転領域を評価したところ、重水素-三重水素運転ではHモード遷移境界を十分に超え良い閉じ込めが得られる領域に到達できる。軽水素運転ではNBIの突抜のためエネルギーを500keV以下にする必要がある。しかしながらビームエネルギーを500keVまで下げるとITERのミッション達成に必要な$$10^{20}/m^3$$程度の高密度で中心加熱ができないことから、DT運転ではより高いビームエネルギーが必要である。ビームエネルギーを750keVにすると回転は13%増えるが電流駆動は20%効率が落ち、定常運転シナリオを描くことが困難になる。したがってDT運転では1MeVのNBが必要である。ITERでは放電中にビームエネルギーの変化を通してNB入射パワーを変化させることができ、NBIを使ってプラズマ圧力をMHD安定性限界を超えないように実時間制御することが可能である。

口頭

Results of ITER test blanket module mock-up experiments on DIII-D

Snipes, J. A.*; Schaffer, M. J.*; Gohil, P.*; de Vries, P.*; Fenstermacher, M. E.*; Evans, T. E.*; Gao, X. M.*; Garofalo, A.*; Gates, D. A.*; Greenfield, C. M.*; et al.

no journal, , 

磁性体で作られているITERのテストブランケットモジュール(TBM)が作る誤差磁場がプラズマ運転と性能へ与える影響を調べる実験をDIII-Dで実施した。ポロイダル磁場とトロイダル磁場を作る一組のコイルをプラズマ近傍の水平ポートに設置した。TBMコイルは、トロイダル磁場リップルとの総和で5.7%という局所磁場リップルを作り出すことが可能で、この値は1.3トンのITER用TBMが作る局所磁場リップルの4倍に相当する。実験では、トロイダル回転の減少はリップルに敏感であるが、閉じ込め性能への影響では、3%以上の局所磁場リップルで15-18%の減少、1.7%以下では影響はほとんど見られないことがわかった。

7 件中 1件目~7件目を表示
  • 1