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論文

A Mechanical design for ferritic steels to reduce toroidal field ripple in the JFT-2M

中山 武*; 山本 正弘; 阿部 充志*; 柴田 孝俊; 大塚 道夫*; 秋山 隆*; 佐藤 勝利*; 菊池 一夫; 和田 豊*; 小池 常之; et al.

Proceedings of the 18th IEEE/NPSS Symposium on Fusion Engineering (SOFE '99), p.227 - 230, 1999/10

高性能トカマク開発試験装置(JFT-2M)では、将来の炉構造材料の候補である強磁性体の低放射化フェライト鋼F82H(以下フェライト鋼と記す)を用いた先進材料プラズマ試験計画を段階的に進めている。第1段階のリップル低減試験では、フェライト鋼板を真空容器の外部に設置して、トロイダル磁場リップルの低減を図る。本発表は、このフェライト鋼板の機械設計に関するものである。フェライト鋼板の形状は、各トロイダルセクション毎に決定し、ポート、計測器、ベーキングヒータ等を避けた中で最もリップルを低減できる構造とした。フェライト鋼板は、トロイダル磁場コイルケースから支持し、支持構造は可能な通電パターンすべてに対する電磁力を考慮して決定した。また、板厚はトロイダル磁場強度に応じて可変とした。設置後に電磁力試験を実施し、支持具の健全性を確認できた。フェライト鋼板の設置により、トロイダル磁場リップルの基本モードを2.1%から0.8%に低減できた。

論文

Advanced material tokamak experiment (AMTEX) program with ferritic steel for JFT-2M

佐藤 正泰; 三浦 幸俊; 木村 晴行; 川島 寿人; 仙石 盛夫; 山本 正弘; 小池 常之; 柴田 孝俊; 秋山 隆*; 阿部 充志*; et al.

プラズマ・核融合学会誌, 75(6), p.741 - 749, 1999/06

JFT-2Mでは、低放射化フェライト鋼(FS)にかかわる先進材料プラズマ試験を行う計画である。これはFSを用いてリップルの少ないトロイダル磁場を生成し、高エネルギーイオンの損失を低減するリップル低減試験と、強磁性体であるFSによる不整磁場がプラズマに与える影響を調べるフェライト鋼のプラズマ適合性試験からなる。これら先進材料プラズマ試験計画の全容について述べる。特に、前者では基本モードのリップルのみならず2倍のモード数のリップル低減の重要性を指摘し、その実現のためのFS設置法を明らかにした。後者ではJFT-2Mの真空容器をフェライト鋼製のものに改造するための設計検討を行っており、フェライト鋼のプラズマ平衡への影響は小さいことなどを明らかにした。

論文

Cool-down simulation of 46kA and 13T Nb$$_{3}$$Al insert

小泉 徳潔; 伊藤 智庸*; 安藤 俊就; 杉本 誠; 寺沢 充水*; 野沢 正信*; 渡辺 郁夫*; 辻 博史; 奥野 清; 塚本 英雄*; et al.

Proc. of 16th Int. Cryogenic Engineering Conf. /Int. Cryogenic Materials Conf., 0, p.791 - 794, 1996/00

ITER-EDAのなかで、CSモデルコイルの製作がおこなわれている。これと並行してCSモデルコイルと共に試験されるインサートコイルの製作も行われている。本論文では、インサートコイルの1つであるNb$$_{3}$$Alインサートのクールダウン解析を行った。解析では導体ターン間の熱伝導を考慮した。計算の結果、Nb$$_{3}$$Alインサートは、250時間で冷却できることが示された。また、クールダウン時の温度分布についても重要な知見が得られた。これにより、より最適なクールダスン方法を提案した。

論文

Concept of JT-60 Super Upgrade

二宮 博正; 鎌田 裕; 宮 直之; 中島 信治*; 小栗 滋*; 及川 晃; 逆井 章; 高橋 良和; 滝塚 知典; 豊島 昇; et al.

15th IEEE/NPSS Symp. on Fusion Engineering,Vol. 1, 0, p.374 - 377, 1993/00

JT-60の既存設備を最大限に活用して、実験炉(ITER)を補完し、かつ実験炉以降を目指す先進的な研究開発を進め、実験炉や将来の定常核融合炉の実現に関する総合的な見通しを得る目的で定常炉心実験装置(JT-60 Super Upgrade)の検討を進めている。高効率電流駆動、ダイバータプラズマの制御、高$$beta$$$$_{N}$$炉心の実現とその制御等を炉心プラズマ技術の主要課題としている。また、炉工学技術の開発としては、超電導コイルの導入による長時間運転や高耐熱性材料の導入による熱・粒子制御を、更に工学安全に関する研究を進める。これらの検討の概要について報告する。

報告書

BIRTH:A beam deposition code for non-circular tokamak plasmas

大塚 道夫*; 永見 正幸; 松田 俊明

JAERI-M 82-129, 32 Pages, 1982/09

JAERI-M-82-129.pdf:0.61MB

非円形トカマクプラズマへの中性粒子入射加熱時の高速イオン発生率分布を計算するための計算コードを開発した。本計算コードの特徴を以下に示す。(1)プラズマ小半径とともに変化する非円形度を持つ非円形断面プラズマについて計算できる。(2)任意の入射方向について計算できる。(3)高速イオンの軌道のずれを考慮している。(4)計算時問は10~20秒であり、従来の計算コードに比べて1桁以上短かい。Daublet-III装置について計算した結果以下のことがわかった。(1)高速イオンからプラズマに輸送されるエネルギーは軌道のずれを考慮すると10~20%増加する。モンテカルロコードによる正確な計算結果と本計算コードのそれとは10%以内の精度でよく合っている。

報告書

中性粒子入射に伴うプラズマ中の高速イオン分布

大塚 道夫*; 谷 啓二; 岸本 浩; 嶋田 隆一; 吉田 英俊; 星野 克道; 田村 早苗

JAERI-M 7551, 20 Pages, 1978/03

JAERI-M-7551.pdf:0.82MB

トカマクプラズマの高速中性粒子入射加熱において、プラズマとの相互作用によって電離されトカマク配位の磁場に閉じ込められる高速イオンの小半径方向密度分布を計算した。本報告の目的は、(1)従来のビーム断面積を考えないpencil beam近似に見られる高速イオン密度の発散をなくし、(2)1次元トカマクシュミレーションコードに結合して使用出来る計算コードを作成することである。高速イオンは電離されると同時に同心円状の磁気面上を動き、トロイダル、ポロイダル両方向に一様に分布するとした。入射ビームは有限の断面積を持っているとして、任意の入射方向について一般的な計算式を導出し、数値計算コードを作成した。JT-60の場合について計算し、pencil beam近似と比較した結果、(1)高速イオン密度の発散は生じない、(2)JT-60に関してはpencil beam近似を少し改良すれば、計算時間が短かく、かつ良い近似値が得られることの二点が明らかになった。

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