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論文

Superconducting tokamak JT-60SA project for ITER and DEMO researches

細金 延幸; JT-60SA設計チーム; 日欧サテライトトカマクワーキンググループ

Fusion Science and Technology, 52(3), p.375 - 382, 2007/10

 被引用回数:6 パーセンタイル:42.5(Nuclear Science & Technology)

JT-60SAは柔軟なプラズマ形状制御性を持つシングル及びダブルヌルダイバータの超伝導トカマク装置であり、41MWの強力な加熱パワーにより臨界プラズマ級の高温プラズマを100秒間閉じ込める能力を持つ。JT-60SAは国内重点化トカマク装置NCT(JT-60Uの改修装置)を基本に設計されており、元となるNCTの性能を強化して、日欧の10年間の幅広いアプローチ(BA)計画におけるITERサテライト・トカマクとして提案された。JT-60SA計画はBA計画と国内のNCT計画を合体した計画である。BA計画ではITER支援計画を目的とし、物理課題の理解を発展させ、ITERの運転シナリオを最適化すること等を目指す。NCT計画ではおもに、原型炉に繋がる定常高ベータの運転シナリオを総合的に探求することを目的とする。建設期間は7年で、実験を3年間(ただし、延長の可能性を含む)実施する。詳細なJT-60SAの設計は日欧合同で進行中である。本論文では、計画の概要と設計状況について発表する。

論文

Engineering feature in the design of JT-60SA

松川 誠; 日欧サテライトトカマクワーキンググループ; JT-60SA設計チーム

Proceedings of 21st IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2006) (CD-ROM), 8 Pages, 2007/03

ブローダーアプローチ計画の一環として、サテライトトカマク計画(JT-60SA)につき日本とEUが協力して検討を行った。これにより、装置本体を含む、プラズマ加熱・電流駆動及び電源などに大幅な設計変更が加えられた。本論文は、その概要を述べるものである。超伝導トロイダル磁場コイルは、磁場強度(2.7T@R=3m)とプラズマ断面形状のフレキシビリティ(アスペクト比2.6$$sim$$3.1)を確保しつつ、ニオブアルミ導体から安価なニオブチタン導体に変更した。ITER模擬配位(プラズマ電流3.5MA,グリンワルド密度0.85)で100秒間のフラットトップ期間を維持するため、センターソレノイドは最大磁場10Tの導体に増強した。プラズマ追加熱の増大(41MW-100秒)に伴い1放電あたりの中性子発生量が2$$times$$10$$^{19}$$個に増加したが、真空容器とクライオスタットの遮蔽設計構造を強化して、トロイダル磁場コイルの核発熱を、インボード側で0.23mW/cc,アウトボード側で0.15mW/ccに抑制した。発表では、ダイバータや電源システムの設計変更についても言及する。

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