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論文

Formation of cold and dense divertor plasma during phases of non-inductive current ramp-up and recharging in tokamak fusion reactor

一木 繁久*; 杉原 正芳; 山本 新

Japanese Journal of Applied Physics, 27(7), p.1291 - 1298, 1988/07

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Physics, Applied)

トカマクにおける非誘導電流立上げ、再充電期の低温高密度ダイバータプラズマ生成について調べた。

報告書

A Conceptual design of a negative-ion-grounded advanced tokamak reactor; NAVIGATOR(FER)

山本 新; 小原 祥裕; 谷 啓二; 西尾 敏; 奥村 義和; 荒木 政則; 安積 正史; R.S.Devoto*; 藤沢 登; 一木 繁久*; et al.

JAERI-M 88-086, 183 Pages, 1988/05

JAERI-M-88-086.pdf:4.57MB

NAVIGATOR概念は、原研で提案され研究が進められている500keV、20MWの中性子入射装置(NBI)システムに基礎を置いている。NAVIGATOR概念は、2つのカテゴリーを包含する。一方はトカマク装置としてのNAVIGATOR machineであり、他方は、核融合研究における指導原理としてのNAVIGATORphilosophyである。NAVOGATOR machineは、自己点火条件を得るための加熱手段としてはNBI加熱装置をもち、電流立上げとしては、完全誘導立上げが可能な炉を意味する。NAVIGATOR概念は、主要な三つの要素から構成されている。すなわち、その炉において信頼できるオペレーション・シナリオが描けること、信頼できる分解保守修理が保障されていること、十分なフレキシビリティが確保されていることである。NAVIGATOR概念は、核融合研究発展のための実効可能な戦略を与える。

報告書

Japanese contributions to IAEA INTOR Workshop,Phase two A,Part 3; Chapter III; Impurity control

溝口 忠憲*; 岡崎 隆司*; 藤沢 登; 阿部 哲也; 平山 俊雄; 一木 繁久*; 川村 孝*; 小出 芳彦; 水内 亨*; 毛利 明博*; et al.

JAERI-M 88-045, 126 Pages, 1988/03

JAERI-M-88-045.pdf:2.54MB

本報告書はIAEA主催INTORワークショップ、フェーズIIA、パート3における日本報告書の第3章に相当するものである。

報告書

Two-dimensional analysis for a scrapeoff and divertor regions with an MHD model; Conceptual design study of FY86 FER

上田 憲照*; 笠井 雅夫*; 一木 繁久*; 藤沢 登; 杉原 正芳; 山本 新; 溝口 忠憲*; 阿部 充志*; 岡崎 隆司*; 岡野 邦彦*; et al.

JAERI-M 87-119, 19 Pages, 1987/08

JAERI-M-87-119.pdf:0.5MB

エッジプラズマの挙動を2次元流体モデルで表現し、さらに中性粒子挙動についてはMonte-carlo法で解くコードを用い、FERのダイバータの予備解析を実施した結果、エネルギや粒子フラックス等の設計に不可欠の基本データを得た。

報告書

核融合次期装置設計(昭和61年度設計報告書); プラズマ断面形状制御の基礎検討

阿部 充志*; 竹内 一浩*; 上田 憲照*; 岡野 邦彦*; 岡崎 隆司*; 笠井 雅夫*; 新谷 吉郎*; 杉原 正芳; 畑山 明聖*; 一木 繁久*; et al.

JAERI-M 87-116, 13 Pages, 1987/08

JAERI-M-87-116.pdf:0.49MB

FERにおけるプラズマ断面形状制御法を検討するため、プラズマ形状制御と閉込め特性に関する従来実験の調査、トカマク装置の制御状態方程式の定式化、及び外乱に対する静的変形の大きさの推定を行った。

報告書

Effect of discrete RF spectrum on fast wave current drive; Conceptual design study of FY86 FER

岡崎 隆司*; 吉岡 健*; 杉原 正芳; 山本 新; 溝口 忠憲*; 一木 繁久*; 阿部 充志*; 上田 憲照*; 岡野 邦彦*; 笠井 雅夫*; et al.

JAERI-M 87-110, 11 Pages, 1987/08

JAERI-M-87-110.pdf:0.38MB

イオンサイクロトロン周波数領域で固有に現われるアンテナからの離散的放射スペクトルの速波電流駆動への影響を検討した。

報告書

核融合次期装置設計(昭和61年度設計報告書); 非誘導電流駆動による電流立上げ/再充電シナリオと高密度・低温度ダイバータプラズマの両立性

一木 繁久*; 杉原 正芳; 山本 新; 阿部 充志*; 上田 憲照*; 岡崎 隆司*; 岡野 邦彦*; 笠井 雅夫*; 新谷 吉郎*; 畑山 明聖*; et al.

JAERI-M 87-109, 33 Pages, 1987/08

JAERI-M-87-109.pdf:0.81MB

電流立上げ/再充電期における非誘導電流駆動と低温高密度ダイバータプラズマの整合性について調べた。

報告書

核融合次期装置設計(昭和61年度設計報告書); 核融合実験炉の物理設計および炉型選定

杉原 正芳; 溝口 忠憲*; 畑山 明聖*; 新谷 吉郎*; 山本 新; 阿部 充志*; 上田 憲照*; 岡野 邦彦*; 岡崎 隆司*; 笠井 雅夫*; et al.

JAERI-M 87-108, 49 Pages, 1987/08

JAERI-M-87-108.pdf:1.42MB

86年度核融合実験炉の概念設計のための物理設計と炉型選定について述べる。

報告書

Main physics features driving design concept and physics design constraints; Conceptual design study of FY86 FER

藤沢 登; 杉原 正芳; 山本 新; 溝口 忠憲*; 一木 繁久*; 阿部 充志*; 上田 憲昭*; 岡崎 隆司*; 岡野 邦彦*; 笠井 雅夫*; et al.

JAERI-M 87-093, 64 Pages, 1987/07

JAERI-M-87-093.pdf:1.45MB

主要物理設計の考え方を示す。

報告書

Effects of geometry on FER divertor plasma

一木 繁久*; 一木 繁久*; 一木 繁久*; 杉原 正芳; 山本 新

JAERI-M 86-133, 15 Pages, 1986/09

JAERI-M-86-133.pdf:0.33MB

低温・高密度ダイバータプラズマ形成に対する幾何形状効果を調べた。この問題は、従来定性的にのみ論じられている。ここでは、数値解析の結果がダイバータのスロート長とボイド巾によって定量的に整理された。こうしたデータは、今後のFERI工学設計への有用なベースとなる。実効的に閉形状のダイバータは開形状のダイバータよりも定量的良く機能する。ボイドの巾を完全にゼロにすると、低温・高密度のダイバータプラズマが常に形成される。

報告書

Japanese Contributions to IAEA INTOR Workshop,PhaseIIA,Part 2 Chapter III:Impurity Control(Physics)

藤沢 登; 杉原 正芳; 斉藤 誠次*; 一木 繁久*; 飯田 浩正; 川村 孝弌*; 前野 勝樹; 村上 義夫; 中井 洋太; 嶋田 道也; et al.

JAERI-M 85-074, 92 Pages, 1985/07

JAERI-M-85-074.pdf:2.92MB

この報告書はIAEA主催のINTORワークショップ、フェーズIIA、パート2の日本のナショナルレポートの第III章(前半)に相当するものである。ダイバー夕、リミタ、進歩的な不純物制御、粒子供給、原子分子過程、壁表面との相互作用、真空容器の処理などに関するデータベースの評価を行なった。ダイバー夕、リミタのモデリングとその有効性について検討し、このモデルによりINTORの不純物制御性能について評価した。

論文

Assessment of feasibility of helium ash exhaust and heat removal by pumped-limiter in tokamak fusion reactor

藤沢 登; 杉原 正芳; 一木 繁久*; 斉藤 誠次*

Journal of Nuclear Science and Technology, 22(6), p.421 - 441, 1985/00

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.02(Nuclear Science & Technology)

1次元トカマク輸送コードを用いて、ポンプリミタを備えたトカマク炉での燃料及びHe粒子の振舞いを解析した。リミタチェンバから逆流する中性子粒子のエネルギーは2次元モンテカルロコードで設定する。ポンプリミタによるHe灰除去と熱除去の可能性を調べた。結果として(1)スクレイプオフ層内で電子温度はかなり急激に減少するが密度分布は平坦である。(2)He蓄積はやや短いリミタと妥当なポンプ速度で所定の値に保てる。(3)ポンプで排気されるトリチウムの量はリミタ長さによらない。(4)理想的なペレット入射で高温のスクレイプオフプラズマが実現され得る可能性あるが、リミタの浸食を十分に低減できるほど高温とはならない。結論としてHe排気は可能であるが熱負荷や浸食が相当に大きくなり、放射エネルギー損失が他の方法で周辺プラズマが冷却されなければ炉に適用することは難しい。

論文

Numerical analyses of plasma and neutral particle behavior and design criteria for poloidal divertor in fusion experimental reactor

杉原 正芳; 藤沢 登; 斉藤 誠次*; 一木 繁久*

Journal of Nuclear Materials, 128-129, p.114 - 117, 1984/00

 被引用回数:20 パーセンタイル:86.06(Materials Science, Multidisciplinary)

抄録なし

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