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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
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。
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。
斉藤 誠次*; 杉原 正芳; 藤沢 登
Journal of Nuclear Materials, 121, p.199 - 204, 1984/00
被引用回数：20 パーセンタイル：86.02(Materials Science, Multidisciplinary)核融合実験炉(FER)におけるダイバータの運転条件を検討した。ダイバータ内スクレイプオフプラズマを電磁流体方程式で記述し、イオン化と荷電交換による中性粒子との相互作用を数値シミュレーションした。中性粒子の輸送はモンテカルロ法を用いて求めた。定常問題を扱い、遂次近似による収束解を求めることにより、スクレイプオフプラズマと中性粒子の輸送を矛盾なく解いた。数値シミュレーションの結果、FERダイバータ内のプラズマは、10
cm
程度に高密度に、また10eV以下の低温となることがわかった。また、ダイバータ内の中性粒子からの輻射損失は、40~50%におよぶことがわかった。このことから、ダイバータ板のスパタリングによる損耗率および熱負荷の低減が期待できることを示した。また、DIII装置におけるダイバータ実験を数値シミュレーションした結果、定性的に一致する結果が得られることがわかった。
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：86.02(Materials Science, Multidisciplinary)抄録なし
杉原 正芳; 斉藤 誠次*; 藤沢 登
JAERI-M 83-059, 46 Pages, 1983/04
トカマク核融合炉のポンプリミタの最適形状および動作領域を求めるため、一次元トカマク輸送コードにおけるリミタ面、第一壁面上での粒子の詳細なリサイクリングモデルを開発した。ポンプリミタチャンバーから主プラズマ側へ戻る中性粒子エネルギーを二次元モンテカルロコードで計算して一次元コードに組み込む。主にINTORを対象として行なった解析により得られた主な結果は次のとおりである。(1)スクレープオフ層で電子温度分布は急峻であるが、密度は平坦である。(2)妥当なポンプ容量とリミタ長でヘリウム排気が可能。(3)ヘリウム粒子閉じ込め時間は燃料より長い。(4)ポンプに引かれるトリチウムの最小量はリミタ長に依存しない。(5)通常の燃料補給法では境界電子温度は400~500eVになる。(6)理想的ペレット入射でより高温の動作領域もできるが、リミタ先端部の熱負荷・侵食量が大きくなり必ずしも好ましい動作領域ではない。
斉藤 誠次*; 藤沢 登; 杉原 正芳; 上田 孝寿*; 中村 博雄
JAERI-M 83-017, 28 Pages, 1983/02
INTOR装置において、DT反応により生じる熱およびヘリウム除去方式の一つとして、トロイダルポンプリミタを検討した。ここでは、INTOR装置で代表的と考えられる2種のリミタ配置を対象に、リミタ面上の熱負荷および粒子負荷、あるいは排気系に必要とされる排気速度等の評価から両者を比較検討した。また、スパタリングによるリミタ材の損耗率およびプラズマ中の不純物混入量の評価からリミタ材料の選定を行った。第一は、プラズマ外周の磁気面に接するようにリミタ板を配置する方式であり、第二はポロイダル磁場のヌル点上にリミタ板を挿入する方式であるが、全体的にほば同等の条件のもとで実現可能であることがわかった。
上田 孝寿*; 西尾 敏; 藤沢 登; 杉原 正芳; 斉藤 誠次*
JAERI-M 82-217, 48 Pages, 1983/01
INTOR PhaseIからPhaseIIAに渡って研究されたプラズマ平衡およびポロイダルコイル配置が記述される。ポロイダルコイル配置については、3種類(INTOR-J「Universal」、INTOR「Universal」およびポンプリミタに対して最適化されたコイル配置・・・「Universal」はポンプリミタおよびダイバータの両配位に適用できる意)が主に研究された。これ等の系は、分解・組立から要請される開口の大きさ、各コイルに要求される最大電流密度、などの条件を満すよう構成されている。INTOR-J「Universal」とINTOR「Universal」とは、ポロイダルコイル配置から想定して同程度の炉の大きさになるが、ポンプリミタ向に最適化したコイル配置の場合、炉の直径にして数m大きくなる。高ベータでのダイバータ向の総アンペアターン(
|NI|)は、80~90MATであり、ポンプリミタの場合は、約10MAT少なくてすむ。プラズマに関しては、スクレープオフ層の厚さにおいて特徴がある。
上田 孝寿*; 西尾 敏; 藤沢 登; 杉原 正芳; 斉藤 誠次*; 宮本 健郎*
JAERI-M 82-213, 38 Pages, 1983/01
INTOR非円形プラズマの垂直位置安定化に要するシェル構成および制御について記述する。安定化において考慮される回路要素は、シェル構成、遮蔽体および制御コイルであり、実際の炉構成に比べて簡単化されている。速い不安定の抑制に対して十分なシェル効果を発揮する矩形コイル状シェルの新しい型が提案されている。それは、一連のシステマティックなシェル構成の研究から生まれた。このシェル構成は、プラズマに近接して配置されるが、トリチウム増殖率への影響は無視できる程度まで軽減できることが判った。モデル化された制御系は、外乱磁界、Bd(=B
・[1-exp(-t/
)](B:t=
での磁界、:時定数)の下で研究されている。曲率指数(n-index)は、ポンプリミタ用に-1.0、ダイバータ用に-1.3、の2種類が選択されている。結果として、上記の制御系および条件の下では、良い特性が得られることが判った。また、その良好な制御条件下では、上記の2種類の曲率指数の相違は、制御電源容量において約2倍の相違となって現われることが判った。
斉藤 誠次*; 杉原 正芳; 藤沢 登; 阿部 哲也; 上田 孝寿*
Nucl.Technol./Fusion, 4, p.498 - 507, 1983/00
核融合炉のダイバータ室内における中性粒子の挙動を解析し、ヘリウム排気に必要な排気速度を評価するために、モンテカルロ法により中性粒子の密度分布および温度分布を計算するプログラムを開発した。特に、排気ダクト内の中性粒子の挙動を合わせて解析できるプログラム構成とし、排気ダクトに流入する高温の中性粒子が排気効率に及ぼす影響を詳細に解析した。INTORを対象とした数値計算では、ダイバータ内のスクレイプオフプラズマの密度が10/cmを超えると、必要排気速度は10l/S以下と極めて低くできる可能性を示した。
藤沢 登; 杉原 正芳; 斉藤 誠次*; 嶋田 道也
JAERI-M 82-173, 43 Pages, 1982/11
このレポートはIAEA INTOR フェーズIIAワークショップへの国内検討報告書の第VI章に相当するものである。フェーズIIAではポンプリミタとダイバータとの比較検討をするために、ポンプリミタに重点を置いて検討を進めた。ダイバータ/リミタの排気特性、ダイバータでの放射冷却などについての検討も発展させた。
斉藤 誠次; 藤沢 登; 杉原 正芳; 上田 孝寿*; 中村 博雄
JAERI-M 82-011, 18 Pages, 1982/03
トカマク型核融合実験炉におけるヘリウムの排気方式としてポンプリミタの適用可能性を検討した。ポンプリミタの配置としては、ブラズマ最外周の磁力線に接するようにリミタ板を設置する方式とポロイダル磁場のヌル点上にリミタ板を挿入する方式を比較検討した。両者ともに、局所最大熱負荷3MW/m
以下に熱流束を拡散することが可能であることがわかった。プラズマ中のヘリウムの混入量を5%以下に保持するために必要な排気速度は前者で1.5
10
l/s、後者で4.010l/sと排気系が設計可能な値となる。またリミタ材の選定のために、スパタリングにより発生する不純物の混入量およびリミタ板の損耗率を評価した。
杉原 正芳; 藤沢 登; 上田 孝寿*; 斉藤 誠次*; 畑山 明聖*; 嶋田 隆一; 平山 俊雄
Journal of Nuclear Science and Technology, 19(8), p.628 - 637, 1982/00
被引用回数：2 パーセンタイル：32.89(Nuclear Science & Technology)粒子リサイクリングのモデルを開発することにより、トカマク炉の熱的不安定性解析の基礎的な定式化を開発した。熱的不安定性に対する密度摂動の効果を調べるために、イントール則、ペレット入射、内向粒子束の各場合について解析を行い、密度摂動は大きな効果を持つ事が示された。また捕捉イオン不安定則の密度モードについても解析し、粒子リサイクリングにより、このモードが安定化される事が示された。これらは一次元輸送コードを用いても検討がなされた。以上の事より、開発された粒子リサイクリングのモデルと、基礎定式化が、熱的不安的性に対する密度摂動の効果を調べる上で有効である事が示された。
上田 孝寿*; 二宮 博正; 新谷 吉郎*; 亀有 昭久*; 杉原 正芳; 中村 幸治; 斉藤 誠次*; 藤沢 登
JAERI-M 9854, 20 Pages, 1981/12
次期トカマク形実験炉、たとえば、INTORは非円形プラズマで高ベータを実現する。この場合、MHD平衡磁場は、曲率指数(n値)が負の値を持つ配位となり、プラズマ柱は、垂直方向において位置の不安定性を伴う。この不安定性の制御は、シェル効果およびフィードバック制御の併用によって行なわれる。前者は、曲率指数の値に強く依存して有効性は劣るが、次期装置の場合には、近似的に、シェルの時定数以下の不安定性に有効であり、後者は、シェル効果が無効になる不安定性の成長時間領域の制御に用いられる。この報告では、上記の次期装置に伴う具体的構成を念頭にシェル効果を検討し、シェル構成の有るべき姿を提案している。INTORの場合、トロイダル方向にカット無しで一周するシェル構成が解の1つを与える。
