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中村 博雄; 辻 俊二; 清水 勝宏; 平山 俊雄; 細金 延幸; 吉田 英俊; 飛田 健次; 小出 芳彦; 西谷 健夫; 永島 圭介; et al.
核融合研究, 65(SPECIAL ISSUE), p.261 - 285, 1991/03
本報告は、JT-60の外側ダイバータおよび下側ダイバータ実験で行なった、粒子閉じ込め特性とヘリウム灰排気輸送に関する結果をまとめたものである。外側ダイバータ実験で、粒子閉じ込め時間やリサイクリング率の測定を行なった。また、ポンプリミタやダイバータ室粒子排気装置により、粒子排気特性を実証した。電子密度6
10
m
の放電を行い、20MWのNBI加熱による補給粒子(3Pam
/s)を、ダイバータ排気装置で排気可能であることを示した。下側ダイバータ実験では、ヘリウムNBによりプラズマ中心領域への粒子補給を行い、10MWのNB加熱放電で、ヘリウム灰排気特性を調べた。その結果、高密度放電によりヘリウム灰排気が軽減されることを明らかにした。ヘリウム輸送は、電子よりも異常な内側ピンチが大きいことを示した。
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
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。
吉田 英俊; 新倉 節夫*; 清水 勝宏; 安東 俊郎; 中村 博雄; 西谷 健夫; 永島 圭介; JT-60チーム
Nuclear Fusion, 28(2), p.318 - 323, 1988/02
被引用回数：3 パーセンタイル：30.12(Physics, Fluids & Plasmas)JT-60におけるOHとNB加熱でのダイバータプラズマ特性を流体モデルに基づいて解析した。ダイバータプラズマの放射損失とダイバータ室圧力について測定値と計算結果は定性的に良く一致する。OH時の放射損失測定値は水素のLine radiationと不純物のradiationで説明できる。OH時に比べNB加熱時に観測された、より高いダイバータ室圧力はグローバルな粒子閉じ込め時間の劣化で説明できる。
新倉 節夫; 永見 正幸; 堀池 寛
Fusion Engineering and Design, 6, p.181 - 191, 1988/00
被引用回数：6 パーセンタイル：57.12(Nuclear Science & Technology)重水素プラズマにおいて、核融合反応による中性子発生量の感度解析を、最近のトカマク実験の結果から得られたプラズマ温度・プラズマ密度の空間分布形を用いて行った。
中村 博雄; 安東 俊郎; 吉田 英俊; 新倉 節夫*; 西谷 健夫; 永島 圭介
JAERI-M 87-167, 29 Pages, 1987/10
JT-60のジュール加熱およびNBI実験におけるダイバータ特性について述べた。NBI実験でのパワーバランス測定によれば、全加熱パワーの5~10%が主プラズマからの輻射損失である。ダイバータ室の輻射損失は、約15%である。また、ダイバータ板への熱負荷は、電子密度が610mの時、全加熱パワーの50%である。ダイバータ板への熱負荷の半値幅は、1cm以下である。ダイバータ室および主プラズマ回りの中性粒子圧力は、電子密度の2乗に比例して増加する。また、ダイバータ室とプラズマ回りの比である圧縮比は、45である。
新井 貴; 山本 正弘; 秋野 昇; 児玉 幸三; 中村 博雄; 新倉 節夫*; 高津 英幸; 清水 正亜; 大久保 実; 太田 充; et al.
Journal of Nuclear Materials, 145-147, p.686 - 690, 1987/00
被引用回数：6 パーセンタイル：55.66(Materials Science, Multidisciplinary)JT-60の建設時期からの真空容器の清浄化処理および昭和60年4月~6月の運転期間における放電洗浄の効果について述べる。 JT-60の放電洗浄は、弱電流パルス放電洗浄であり、パラメータサーベイの結果、真空容器圧力510
Pa程度ガス流量にして1.0Pam/s程度、トロイダル磁場0.45T、プラズマ電流30KA、放電時間40msの条件にて行われた。また真空容器を高温にして放電洗浄効果を高めた。 これにより、実験放電は、ダイバータ有の場合、プラズマ電流1.85MA、プラズマ密度5.710
コ/mを得ることができた。
中村 博雄; 安東 俊郎; 新倉 節夫*; 新井 貴; 山本 正弘; JT-60チーム
JAERI-M 86-173, 34 Pages, 1986/11
JT-60のジュ-ル実験におけるプラズマ・壁相互作用に関する実験結果について述べた。JT-60では、第1壁が全て20
m厚さのTiCで被覆されている。そのため、放電洗浄、リサイクリング等の特性に、TiC被覆第1壁の興味有る特徴が見られた。リミタ放電においても、密度制御が容易であることが判った。ダイバ-タ板でのリモ-トク-リングによる熱負荷の軽減が観測された。実験後の第1壁観察により、第1壁の大きな損傷は、約10000個の第1壁部材中の僅か1個である事が判った。また、粒子制御実験として、ポンプリミタおよびダイバ-タ排気実験を行ない、有効性を明らかにした。
新倉 節夫*; 永見 正幸; 平山 俊雄
JAERI-M 86-089, 46 Pages, 1986/06
核融合出力倍増率Qを、プラズマ温度・プラズマ密度の空間分布を最近のトカマク実験の結果を反映した分布形を用いて評価した。入力デ-タは、Ne,
,NBIパワ-,ビ-ムエネルギ,RFパワ-および不純物量である。代表的な計算例として、JT-60へ適用し、Qが大きい値を取る運転領域を探った。JT-60の臨界条件に必要なnTは、100KeVのNBIによるTCT効果を考慮すると、2.710
(sec・Ev・m)である。また、Ip=2MA放電では、NBI100KeVで、
0.55secならば、Troyon 
-limitが、臨界条件達成の重要な因子と成る。一方、ビ-ム・プラズマ反応の促進、プラズマ温度・プラズマ密度のピ-クした分布の形式、不純物量の低減などにより、臨界条件に必要なnTは小さくなる。200KeVのNBIによるTCT効果を考慮すると、nTは、2.010(sec・eV・m)となる。
小出 芳彦; 山田 喜美雄*; 吉田 英俊; 中村 博雄; 新倉 節夫*; 辻 俊二
JAERI-M 86-056, 13 Pages, 1986/03
小型のダイバーター室を有するJT-60装置において、1.6MAの安定なダイバーター放電を達成し、以下のダイバーター効果を確認した。メインプラズマからの放射損失はプラズマ電流の増加に対して飽和の傾向を示し、入力パワーに対する割合は、1.5MA時で20%程度となった。その他の入力パワーはダイバーター室へ導かれ、その内の約50%が放射損失となっている。
中村 博雄; 新倉 節夫*; 内川 高志*; 小野塚 正紀*; 山尾 裕行*; 名山 理介*; 伊尾木 公裕*
JAERI-M 86-048, 48 Pages, 1986/03
トカマク装置のリミタ材としての炭化チタン被覆モリブデン、高級黒鉛(IG-11,AXF-5Q、ATJ)及び熱分解黒鉛(PYROID)の熱衝撃特性・熱疲労特性を調べる為に、120KW級の電子ビ-ム加熱装置を用いて光熱負荷試験を行った。試験形状は、JT-60リミタ形状(TiC/M
、平板形状(IJ-11,AXF-5Q,ATJ,PYROID)及びバンパ-リミタ形状(IJ-11)の3種類とした。実験条件は、熱サイクル試験の場合、340W/cm3sec1000回とした。また熱衝撃試験の場合、0.9~2.2KW/cm2.5~21secとした。TiC/Moは、1.1KW/cm11secでは 損傷はないが、1.1KW/cm21sec及び2.2KW/cm2.5secでは表面溶融・TiC層の剥離が見られた。IG-11,AXF-5Q,ATJの平板形状黒鉛の場合、1.1KW/cm11secでは損耗はないが、1.1KW/cm21sec、2.2KW/cm2.5secでは蒸発による損耗があった。PYROIDは、損耗が見られなかった。
笠井 雅夫*; 上田 孝寿*; 新倉 節夫*; 亀有 昭久*; 木村 豊秋; 近藤 育朗; 松崎 誼; 森 雅博; 辻村 誠一*; 常松 俊秀; et al.
JAERI-M 85-077, 203 Pages, 1985/07
本論文はIAEA INTOR Workshop、Phase Two A、Part2における日本のナショナルレポートの第V章Transient Electromagneticsをまとめたものである。プラズマ位置のフィードバック制御解析、ディスラプション時の電磁力、電場磁場の浸み込み、プラズマ位置制御およびディスラプション時の渦電流に関するベンチマーク解析等について述べられている。また、制御コイルの位置、シェル構造等のデザインガイドラインや、プラズマ位置形状制御の実験結果、シェル材、絶縁材の照射損傷Iこ関するデータベースについても述べられている。
立川 克浩; 飯田 浩正; 西尾 敏; 東稔 達三; 青田 利一*; 岩本 太郎*; 新倉 節夫*; 西沢 博史*
Robotics and Remote Handling in Hostile Environments,Proc.1984 National Topical Meeting, p.289 - 298, 1984/00
核融合実験炉(FER)の遠隔分解修理の設計に関する設計方針,炉構造,作業工程,各種遠隔修理機器などの概要を述べるとともに今後の研究開発課題および将来計画試案について触れる。
