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朝倉 伸幸; 星野 一生; 清水 勝宏; 新谷 吉郎*; 宇藤 裕康; 徳永 晋介; 飛田 健次; 大野 哲靖*
Journal of Nuclear Materials, 463, p.1238 - 1242, 2015/08
被引用回数：12 パーセンタイル：70.51(Materials Science, Multidisciplinary)ダイバータ設計において、平衡コイルの配置を工夫してダイバータ板への磁力線の連結長を増加する「先進ダイバータ」の検討が注目されている。非常に大きな熱流の低減が求められる原型炉のダイバータ設計への適応を考察するため、コイル配置とプラズマ平衡配位の検討し1-2コのインターリンクコイルを設置することで、小型化したスーパーXダイバータ設計が可能であることを示した。さらに、上記のShort-SXDについてダイバータプラズマのシミュレーションを開始した。通常と異なるダイバータや磁力線の形状における計算用メッシュの作成を行い、500MWのプラズマ熱流が周辺部に排出される条件で、アルゴンガスを入射することで放射損失パワーを92%程度まで増加することにより、完全非接触ダイバータが生成する結果が得られた。標準磁場形状のダイバータでは同条件で完全非接触ダイバータは得らレなかったことから、磁場形状の工夫によるダイバータプラズマ制御の効果を明らかにした。最大ピーク熱負荷も標準形状のダイバータと比較して10MW/m
程度に低減できたが、プラズマ熱流よりも再結合プロセスが寄与するため、このプロセスのモデリング検討が重要と思われる。
朝倉 伸幸; 新谷 吉郎*; 飛田 健次; 星野 一生; 清水 勝宏; 宇藤 裕康; 染谷 洋二; 中村 誠; 大野 哲靖*; 小林 政弘*; et al.
Fusion Science and Technology, 63(1T), p.70 - 75, 2013/05
ダイバータの物理設計ではその形状を工夫して非接触プラズマを生成・制御するとともに、平衡コイルの配置と電流値の配分を工夫してダイバータ板への磁力線の連結長を増加する磁場形状の検討が注目され、「先進ダイバータ」と呼ばれている。非常に大きな熱流(500-600MW)の低減が求められる原型炉のダイバータ設計への適応を考察するため、ダイバータ形状や磁場配位を生成する平衡コイルの配置を検討した。プラズマ平衡コードTOSCAを用い、平衡コイルをトロイダルコイルの外側に設置する条件で、先進ダイバータの代表例である「スーパーXダイバータ」及び「雪結晶型ダイバータ」を形成可能なコイル配置及び電流の検討を行った。その結果、平衡コイルをトロイダルコイルの外側においた場合でも、先進ダイバータ磁場配位が可能であることがわかり、その初期結果を報告する。前者の場合はダイバータ板の受熱面積は通常の約3倍に、磁力線長も30%増加可能であるが、ダイバータ配位を形成するコイルには大電流が必要になる。後者では、六重極ヌル点の制御の困難さ、主プラズマ形状への影響、一部の中心ソレノイドに非常に大きな電流が必要であることがわかった。
朝倉 伸幸; 新谷 吉郎*; 飛田 健次; 星野 一生; 清水 勝宏; 宇藤 裕康; 染谷 洋二; 中村 誠; 大野 哲靖*; 小林 政弘*; et al.
Fusion Science and Technology, 63(1T), p.70 - 75, 2013/05
被引用回数：14 パーセンタイル：72.14(Nuclear Science & Technology)近年、ダイバータの物理設計において、平衡コイルの配置と電流値の配分を工夫してダイバータ板への磁力線の連結長を増加する磁場形状の検討が注目され、「先進ダイバータ」と呼ばれている。非常に大きな熱流の低減が求められる原型炉のダイバータ設計への適応を考察するため、ダイバータ形状や磁場配位を生成する平衡コイル(PFC)の配置を検討した。プラズマ平衡コードTOSCAを改善し新たに2つのパラメータを導入することにより、PFCをトロイダルコイル(TFC)の外側に設置する条件で、先進ダイバータの代表例である「スーパーXダイバータ」を形成可能なコイル配置及び電流の検討を行った。その結果、PFCをTFCの外側においた場合でも、先進ダイバータ磁場配位が可能であることがわかり、その初期結果を報告する。ダイバータ板の受熱面積は通常の約2倍程度の増加であるが、磁力線長も40-70%増加可能である。一方、ダイバータ配位を形成するコイルには大電流が必要になる。「雪化粧型ダイバータ」の検討を行い、六重極ヌル点の制御の困難さ、主プラズマ形状への影響、一部の中心ソレノイドに非常に大きな電流が必要であることがわかった。
宮本 斉児; 杉原 正芳*; 新谷 吉郎*; 中村 幸治*; 利光 晋一*; Lukash, V. E.*; Khayrutdinov, R. R.*; 杉江 達夫; 草間 義紀; 芳野 隆治*
Fusion Engineering and Design, 87(11), p.1816 - 1827, 2012/11
被引用回数：15 パーセンタイル：71.22(Nuclear Science & Technology)Vertical displacement events (VDEs) and disruptions usually take place under intervention of vertical stability (VS) control and the vertical electromagnetic force induced on vacuum vessels is potentially influenced. This paper presents assessment of the force that arises from the VS control in ITER VDEs using a numerical simulation code DINA. The focus is on a possible malfunctioning of the VS control circuit: radial magnetic field is unintentionally applied to the direction of enhancing the vertical displacement further. Since this type of failure usually causes the largest forces (or halo currents) observed in the present experiments, this situation must be properly accommodated in the design of the ITER vacuum vessel. DINA analysis shows that although the VS control modifies radial field, it does not affect plasma motion and current quench behavior including halo current generation because the vacuum vessel shields the field created by the VS control coils. Nevertheless, the VS control modifies the force on the vessel by directly acting on the eddy current carried by the conducting structures of the vessel. Although the worst case was explored in a range of plasma inductance and pattern of VS control, the result confirmed that the force is still within the design margin.
佐藤 正泰; 櫻井 真治; 西尾 敏; 飛田 健次; 井上 多加志; 中村 幸治; 新谷 吉郎*; 藤枝 浩文*; 発電実証プラント検討チーム
Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1277 - 1284, 2006/02
被引用回数：14 パーセンタイル：68.12(Nuclear Science & Technology)核融合出力3GWを確保する高い経済性を有するトカマク炉発電実証プラントの設計を行っている。中心ソレノイド(CS)コイルがない又は小さい場合は、炉の小型化と軽量化に大きなインパクトがある。一方高密度領域での高閉じ込め性能の確保と巨大ELMを抑制する必要から、高い三角度を必要とされる可能性がある。CSコイルの役割を電流立ち上げとプラズマ形状制御に限定して、CSの大きさに応じた3ケースについて、システムコードを用いてプラントのパラメータを選択した。熱流束のスケーリングを用いてダイバータに対する要請を求めた。CSコイルが無い場合は、最もコンパクトな炉であるが、巨大ELMを抑制するには不十分な低い三角度しか得られない。CSの役割を形状制御に限定した炉については、巨大ELM抑制に必要と考えられる三角度が得られ、磁力線の小ポロイダル入射角と長い脚長で、ダイバータの熱のハンドリングが可能である。CSの役割を電流立ち上げと形状制御を有する炉についても、巨大ELM抑制に必要と考えられる三角度が得られ、磁力線のフラックス拡大と長い脚長で、ダイバータの熱のハンドリングが可能である。また、運転シナリオについて検討し、HHファクター,グリーンワルド密度,シャインスルーの条件が運転シナリオに強い制限を与えている。
西尾 敏; 植田 脩三; 栗原 良一; 黒田 敏公*; 三浦 秀徳*; 迫 淳*; 高瀬 和之; 関 泰; 安達 潤一*; 山崎 誠一郎*; et al.
Fusion Engineering and Design, 48(3-4), p.271 - 279, 2000/09
被引用回数：17 パーセンタイル：72(Nuclear Science & Technology)将来の商用炉として環境安全性及び保守性に重点をおいたDREAM炉を過去にすでに提案した。そこでは材料開発の著しい進展が前提とされている。実験炉の次の原型炉の建設予定時期においては、材料は開発途上であることが想定され、そのことを前提として原型炉ドリームの概念構築を試みた。以下、検討の結果得られた主なパラメータを商用炉との比較をし、記述する。
西尾 敏; 植田 脩三; 青木 功; 栗原 良一; 黒田 敏公*; 三浦 秀徳*; 功刀 資彰; 高瀬 和之; 関 泰; 新谷 吉郎*; et al.
Fusion Engineering and Design, 41, p.357 - 364, 1998/00
被引用回数：51 パーセンタイル：95.41(Nuclear Science & Technology)トカマク炉は保守が困難であるとの指摘がなされており、その原因としては、以下の3つが考えられる。(1)プラズマ周辺機器に作用する電磁力。これは電磁力に耐える強固な支持機械と容易な着脱性を同時に満足することが困難なことによる。(2)保守作業中の高い放射線環境条件。このような環境下で実用に耐える材料および機器は極めて限られる。(3)トカマク装置の幾何形状の複雑さ。トカマク装置の主要機器は互いに交鎖しており、かつ機器配置が窮屈である。これを克ふくするために高アスペクトで、SiC/SiC材料を用いたトカマクを提案した。
安積 正史; 長谷川 満*; 亀有 昭久*; 栗原 研一; 中村 幸治; 西尾 敏; 下村 安夫; 新谷 吉郎*; 杉原 正芳; 山根 実*; et al.
JAERI-M 92-041, 100 Pages, 1992/03
ITER(国際熱核融合実験炉)ポロイダルコイル(PF)システムの概念設計に対する日本の貢献の主な結果をまとめる。まずPF系の最適配置の決定、準DN配位やSN配位の検討および磁力線の精密な追跡がなされた。さらに中心ソレノイドコイルに働く反発力が求められた。次に垂直位置制御の指針が導出され、受動安定化シェルの性能評価が行なわれた。またTULFEX法によるプラズマ位置・形状同定法の適用や水平位置制御法が調べられ、遅い制御法に関するアルゴリズムが開発された。次にセパラトリックス掃引と周辺磁気面エルゴード化の検討がなされた。最後にTSCコードによるプラズマ動的挙動の検討を示した。以上の結果の多くはまだ完結してはいないが、ITERの成立性を示す概念設計としては十分であり、EDA(工学設計活動)でさらに深められる予定である。
西尾 敏; 荒木 政則; 新谷 吉郎*; 清水 克祐*; 黒田 敏公*; 杉原 正芳; 下村 安夫
Fusion Engineering and Design, 19, p.203 - 211, 1992/00
被引用回数：2 パーセンタイル：27.49(Nuclear Science & Technology)ITERにおけるダイバータ熱負荷の除去対策は極めて重要な課題である。そこで確実性の高い方法としてセパラトリックスの掃引を提案し、その工学的影響を評価することによって成立性を明らかにした。スウィープコイルを真空容器の中に設置することにより従来は10MW/m
の除熱が限界であったが40MW/mまで高めることが可能になった。一方、容器内にコイルを設置することによる分解修理の困難さについてはコイルをセクタ毎にユニット化する方法で解決できることを示した。
芳野 隆治; 西尾 敏; 新谷 吉郎*; 杉原 正芳
JAERI-M 91-049, 15 Pages, 1991/03
ITERにおけるプラズマ形状制御について評価している。まず、プラズマ形状制御アルゴリズムとして多変数非干渉制御法を提案するとともに、フィードバック・マトリックスゲインを導出する上で重要な、ポロイダル磁場コイル電流と制御変数の関係式を評価した。次に、着火直後の早い時期におけるプラズマ水平位置制御について検討を行い、1MA/sのプラズマ電流立上げを得るには、20kVのポロイダル磁場コイル電源と真空容器内設置をコイルにより、垂直磁場を立ち上げる必要のあることを示した。
西尾 敏; 新谷 吉郎*
Fusion Technology, 19, p.86 - 94, 1991/01
トカマク装置においてポロイダル磁場コイルシステムが許容するプラズマ運転領域の作成方法を確立した。ここでプラズマの運転領域はポロイダル磁場コイルから供給される磁束量、ポロイダルベータ値およびプラズマ電流の3つのパラメータによって定義されたものとする。一方コイル系の工学的設計条件としては最大許容磁場、電流密度および応力をとりあげた。本手法の確立により装置のもつcapability検討およびflexibilty検討が迅速になされるようになった。
新谷 吉郎*; 杉原 正芳; 西尾 敏
JAERI-M 89-028, 56 Pages, 1989/03
日本、米国、EC及びソ連で共同設計を行っている国際熱核融合実験炉(ITER)のポロイダル系(PF)の最適化、平衡制御等を検討した。PF系の全蓄積エネルギーを余り大きくしないで磁束振幅を最大化できるプラズマ形状、充分な形状制御を可能とする最小独立コイル数、ポロイダル系のエネルギー変化の少いセパラトリックススィング方法及びプラズマ加熱時の形状制御方法等を求めた。
飯田 浩正; 小林 武司*; 山田 政男*; 安達 潤一*; 荒木 隆夫*; 芦部 楠夫*; 浜島 高太郎*; 畑山 明聖*; 本多 力*; 喜多村 和憲*; et al.
JAERI-M 88-011, 261 Pages, 1988/02
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3における日本報告書の第7章に相当するものである。
笠井 雅夫*; 池田 文構*; 斎藤 龍太*; 安藤 俊就; 藤沢 登; 長谷川 満*; 橋爪 隆*; 井田 俊雄*; 飯田 文雄*; 飯田 浩正; et al.
JAERI-M 88-010, 206 Pages, 1988/02
本報告書はIAEA主催のINTORワークショップ,フェーズIIA,パート3における日本の報告書の第VI章に相当するものであり、クリティカルイッシュとイノベーションの節から成っている。
新谷 吉郎*; 西尾 敏
JAERI-M 87-133, 16 Pages, 1987/09
自由境界を持つトロイダルプラズマのMHD平衡計算コード「EQUCIR version 1,2」に改良を加え以下の計算機能を追加した。
溝口 忠憲*; 杉原 正芳; 新谷 吉郎*; 小林 武司*; 三木 信晴*; 中島 国彦*; 斉藤 龍生*; 山田 政男*; 藤沢 登; 山本 新; et al.
JAERI-M 87-120, 49 Pages, 1987/08
FERの設計研究に基づいてトカマク炉概念設計コード(TRESCODE)が開発された。
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
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。
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
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。
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
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。
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
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。
