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嶋田 道也; Campbell, D. J.*; Mukhovatov, V.*; 藤原 正巳*; Kirneva, N.*; Lackner, K.*; 永見 正幸; Pustovitov, V. D.*; Uckan, N.*; Wesley, J.*; et al.
Nuclear Fusion, 47(6), p.S1 - S17, 2007/06
被引用回数：744 パーセンタイル：99.93(Physics, Fluids & Plasmas)「ITER物理基盤の進歩」は、1999年に出版された「ITER物理基盤」の改訂版である。「ITER物理基盤」には、燃焼プラズマ性能を予測するための方法論や物理R&Dを通じて国際協力のもとで進められた、トカマクプラズマについての実験,モデリング及び理論研究の成果がまとめられている。また、1998年の設計のITERの予測結果も記述され、さらに残された重要な研究課題も指摘されている。これらの研究課題は、国際トカマク物理活動(ITPA)を通じて国際協力で引き続き検討が進められた。当初のITPAの参加国はEU,日本,ロシア、そして米国である。ITPAによって進められた研究の成果によって性能予測及び制御に関する新しい方法論が得られ、それらの方法論を新しく設計されたITERに適用した。新しいITERは改訂された技術的目標のもとで再設計されているが、核融合エネルギーの科学技術的成立性の統合的実証を行う、という目的は満足する。
鎌田 裕; 藤田 隆明; 石田 真一; 菊池 満; 井手 俊介; 滝塚 知典; 白井 浩; 小出 芳彦; 福田 武司; 細金 延幸; et al.
Fusion Science and Technology (JT-60 Special Issue), 42(2-3), p.185 - 254, 2002/09
被引用回数：34 パーセンタイル：48.48(Nuclear Science & Technology)JT-60及びJT-60Uは、ITER及び定常トカマク炉実現へ向けた物理基盤を構築することを目的として、炉心級プラズマにおける高総合性能の実証とその維持を目指した運転概念の最適化を行って来た。等価核融合エネルギー増倍率(=1.25)や核融合積(=1.5E21 m-3skeV)の達成に加えて、高い総合性能(高閉じ込め&高ベータ&高自発電流割合&完全非誘導電流駆動)を実証した。これらは、内部及び周辺部に輸送障壁を持つ高ポロイダルベータHモード及び負磁気シアモードで得られた。最適化の鍵は分布及び形状制御である。多様な内部輸送障壁の発見に代表されるように、JT-60/JT-60U研究はプラズマ諸量の空間分布の自由度と制限を強調して来た。各閉じ込めモードの閉じ込め研究に加えて、輸送及び安定性等によって支配されるコア部及び周辺ペデスタル部のパラメータ相関を明らかにした。これらの研究により、高閉じ込めモードのITERへの適合性を実証するとともに残された研究課題を明らかにした。
永見 正幸; 井上 信幸
Fusion Science and Technology, 42(1), p.1 - 6, 2002/07
現在日本の核融合研究は1992年に原子力委員会により定められた核融合研究開発の第三段階計画に基づき進められている。本計画は炉心プラズマ技術,炉工学技術,安全性、及び核融合炉システムについて記述しており、我が国の現在の研究はこの枠組みに従い進められている。本論文は第三段階計画、及びその枠組みに基づく現在の我が国の核融合研究の現状について述べる。
永見 正幸
エネルギー, 34(1), p.50 - 55, 2001/01
月刊「エネルギー」誌からの執筆依頼に基づき、ITER計画について一般の人が理解できる平易な記述により解説を行った。構成は次の通り; (1)星での核融合,(2)地上における核融合の方法,(3)核融合エネルギーの魅力,(4)磁場によるプラズマの閉じ込め,(5)プラズマ閉じ込め研究の進展,ITER計画へ,(6)ITERの役割,(7)物理R&D,(8)工学R&D,(9)今後の展開,(10)おわりに。「おわりに」において、以下の記述で解説を取りまとめた; 科学技術創造立国を標榜する資源小国日本にとって、ITERへの挑戦は自立性の確保とともに、地球規模の問題に国際社会の中でイニシアチブを発揮すべき課題である。
岸本 浩; 藤原 正己*; 玉野 輝男*; 永見 正幸
プラズマ・核融合学会誌, 76(1), p.19 - 20, 2000/01
ITER物理R&Dの枠組み、7つの専門家グループの活動内容、これら7つの専門家グループを統括する物理委員会の概要について紹介する。また、1998年7月より当初予定を3年間延長して工学設計活動を継続することになったが、この延長期間における物理R&Dの進め方を紹介するとともに、プラズマ・核融合学会誌に小特集として本活動の成果を紹介する意義について述べている。
岸本 浩; 永見 正幸; 菊池 満
Fusion Engineering and Design, 39-40, p.73 - 81, 1998/09
被引用回数：5 パーセンタイル：44.27(Nuclear Science & Technology)JT-60は、現在、ITER・EDAへの貢献と定常トカマク炉の基礎の形成を目指して研究を進めている。負磁気シアと高ベータモードが主たる運転の形式である。負磁気シアでQ
=1.05,高ベータモードで核融合積1.5
10
m
skeVを最近実現した。負磁気シアでは、高リサイクリング・高放射冷却ダイバータプラズマとの並存ができた。定常トカマク炉の諸条件をほぼ満たす高性能プラズマの長時間維持も実証した。JT-60は1985年に運転を開始し、1989
90年には大改造を行った。最も頻度の高いトラブルは、制御ソフトのバグ,真空容器のエアリーク,電気絶縁不良等である。予想外の事象としては、改造前容器の脱振動,TFコイル冷却管水もれ,ハロー電流によるダイバータタイル損傷,高速粒子侵入によるダイバータ冷却管損傷等があった。これらは今後の核融合研究にも大切な技術課題である。
岸本 浩*; 藤原 正巳*; 玉野 輝男*; 永見 正幸
プラズマ・核融合学会誌, 74(7), p.768 - 769, 1998/07
本報告書はITER計画における過去4年間の物理R&D活動の概要をまとめたものである。ITER物理R&D活動はITER参加各極の自発的な研究開発活動として位置付けられ、各極研究者の緊密な連携のもとに活動が進められており、その成果をITERの工学設計活動に反映している。この活動の結果、過去4年間に予想を上回る成果があげられ、ITER計画推進の上からも、また、その先の核融合炉に向けた炉心プラズマ・データベース確立の面からも高い評価を受けている。ITER物理R&D活動はITER物理委員会とその下の7つの専門家グループにより行われており、各専門家グループの活動状況、成果、課題などがまとめられている。ITER計画が今後3年間延長される見込みであることから、物理委員会及び専門家グループの日本側メンバーもこの4月から一部交代を行い新しい体制で活動を進めることになった。
宮 直之; 菊池 満; 牛草 健吉; 栗田 源一; 永島 圭介; 閨谷 譲; 飛田 健次; 豊島 昇; 正木 圭; 神永 敦嗣; et al.
JAERI-Research 98-012, 222 Pages, 1998/03
JAERI-Research-98-012.pdf:8.71MB
定常炉心試験装置(JT-60SU)の遮蔽・安全設計を行った。本装置では10年間のDD実験放電と2年間のDT実験の実施(オプション)を想定した。安全評価上の指針として、放射線障害防止法等に準拠した。予め定めた遮蔽設計の目標値を満たすように真空容器を含む本装置構造物の遮蔽構造の最適化案を検討し、現在のJT-60実験棟において充分安全に実験運転が可能なことを示した。DT実験では年間100gのトリチウムを使用する。トリチウム等の漏洩防止の観点から多重格納系を採用した。三次格納となる実験棟本体・組立室内にて、万一のトリチウム放出したときを想定した緊急時トリチウム除去設備の検討を行い、2週間後に人が立ち入れる濃度への低減が現実的な設備規模で可能なことを示した。
玉井 広史; 菊池 満; 新井 貴; 本田 正男; 宮田 寛*; 西堂 雅博; 木村 豊秋; 永見 正幸; 清水 正亜; 大森 順次*; et al.
Fusion Engineering and Design, 38(4), p.429 - 439, 1998/00
被引用回数：3 パーセンタイル：31.85(Nuclear Science & Technology)JT-60トロイダル磁場コイルの冷却管に観測されたクラックの生成・成長のメカニズムを、有限要素法を用いた全体解析及び部分解析により評価、検討した。その結果、コイル導体の半径方向に働く圧縮力により、冷却管コーナー部には局所的にその降伏力を越える応力の集中が見られた。この応力が繰り返し加わることにより、初期クラックが成長し、冷却管からの水浸み出しに至るものと推定される。また、導体半径方向の圧縮力の大きさは、コイルの半径方向の剛性に依存することが判明した。これは、コイル製作当初に行ったプリロードテストにおいて剛性の高かったコイルに冷却管のクラックが観測された事実と一致する。なお、導体に加わる最大応力は許容応力よりも充分小さく、コイルは今後も問題なく使用できることが判明した。
栗田 源一; 牛草 健吉; 菊池 満; 永島 圭介; 閨谷 譲; 宮 直之; 豊島 昇; 高橋 良和; 林 巧; 栗山 正明; et al.
Proceedings of 17th IEEE/NPSS Symposium Fusion Engineering (SOFE'97), 1, p.233 - 236, 1998/00
SSTRのような定常トカマク炉を実現するためにはアルファ粒子の加熱に加えて、高q(5~6)と高
(2~2.5)において、良好な粒子制御体での高いエネルギー閉込め(Hファクター
2)、安定な高規格化(
~3.5)、高いブートストラップ電流の割合と高効率電流駆動、ダイバータによる熱負荷の軽減とヘリウム排気等を同時に達成する必要がある。定常炉心試験装置は、ITERの先進的シナリオに貢献すると同時に、このような炉に適した運転モードを重水素を用いて確立するために、研究されている。18個のTFコイルは、R=4.8mにおいて6.25Tのトロイダル磁場を発生し、10組のPFコイルは、楕円度2まで、三角形度は、ダブルヌルで0.8までとれる設計となっている。電流駆動系は、広い範囲の電流分布制御ができるように、合計60MWの負イオンNBIとECHの組合せとなっている。
永島 圭介; 菊池 満; 栗田 源一; 小関 隆久; 青柳 哲雄; 牛草 健吉; 閨谷 譲; 久保 博孝; 毛利 憲介*; 中川 勝二*; et al.
Fusion Engineering and Design, 36(2-3), p.325 - 342, 1997/05
被引用回数：1 パーセンタイル：14.48(Nuclear Science & Technology)JT-60SU(定常炉心試験装置)の基本設計パラメータについて報告する論文である。本装置はプラズマ電流10MAで、主半径4.8mの非円形ダイバータトカマクであり、コイルには超電導コイルを用い、高パワーの加熱・電流駆動により、定常運転をめざした研究開発を行う。さらに、断面形状と電流分布制御によりトカマクの先進的研究を行う。また、高パワーのDD反応により発生するトカマクの除去・処理を行う。
牛草 健吉; 森 活春*; 中川 勝二*; 永島 圭介; 栗田 源一; 豊島 昇; 青柳 哲雄; 高橋 良和; 松井 邦浩; 菊池 満; et al.
JAERI-Research 97-027, 281 Pages, 1997/03
JAERI-Research-97-027.pdf:9.25MB
定常炉心試験装置の超伝導マグネット及びHe冷凍機設備の設計を行った。超伝導線材としてNb
AlとNbTiを併用したトロイダル磁場コイルは、18個のD型コイルで構成され、隣合う2個のコイルをシアパネルで連結することでコイル単体150トンの軽量なコイルを実現した。10個のポロイダルコイルの最適設計を行い、10MA,200秒の電流フラットトップを生成し、プラズマ位置形状制御に融通性のあるシステムが構成できた。装置の誤差磁場を補正するための超伝導コイルを採用することとした。総低温重量4000トンの超伝導マグネット系を1ヶ月以内に4.5Kまで冷却し、定常的熱負荷約6.5kW及び非定常熱負荷8.5MJを放電間隔30分以内で除熱するために、冷凍能力36kWのヘリウム冷凍設備を設計した。
菊池 満; 永見 正幸; 栗田 源一; 宮 直之; 牛草 健吉; 永島 圭介; 青柳 哲雄; 豊島 昇; 閨谷 譲; 内藤 磨; et al.
JAERI-Research 97-026, 70 Pages, 1997/03
JAERI-Research-97-026.pdf:3.23MB
臨界プラズマ試験装置JT-60における研究は、平成8年10月の臨界プラズマ条件の達成やITER物理R&Dの貢献度等において、大きな成果を上げている。原子力委員会が平成4年6月に定めた第三段階核融合研究開発基本計画では、自己点火と長時間燃焼を目指した実験炉計画とともに、実験炉のための先進的研究や実験炉を補う補完研究を進めることが定められている。定常炉心試験装置は、この先進・補完研究を効率的に進めるために、臨界プラズマ試験装置JT-60を再改造し、先進・補完研究を実効的に推進することを目的として設計研究を実施するものである。本報告書においては、本装置の研究目的と装置設計の概要を報告する。
閨谷 譲; 牛草 健吉; 飛田 健次; 栗田 源一; 久保 博孝; 宮 直之; 正木 圭; 神永 敦嗣; 細金 延幸; 長島 章; et al.
JAERI-Research 97-024, 295 Pages, 1997/03
JAERI-Research-97-024.pdf:8.26MB
定常炉心試験装置(JT-60SU)の真空容器、ダイバータ及びクライオスタットの設計を行った。真空容器の材質はトリチウムの吸蔵がなく中性子による放射化が低いものを主な選定基準として(1)SUS316+W板方式および(2)Ti-6Al-4V合金+SUS430方式の2方式で検討し、トロイダル方向に連続した薄板二重構造で構造強度、組み立て、熱解析、遮蔽性能において設計条件をほぼ満足する基本構造が得られた。ダイバータの基本構造として、チャンネル型及びバーティカル型の2ケースで検討し、保守・交換のため、トロイダル方向に分割できるセクタ構造を採用した。また、クライオスタットとして、胴部とドーム部から構成される基本構造を決定した。
栗田 源一; 永島 圭介; 飛田 健次; 閨谷 譲; 牛草 健吉; 長島 章; 久保 博孝; 小関 隆久; 山本 巧; 細金 延幸; et al.
JAERI-Research 97-023, 68 Pages, 1997/03
JAERI-Research-97-023.pdf:2.67MB
定常炉心試験装置は、定常核融合炉とITERにおける先進トカマク運転の開発のためJT-60設備を最大限に利用するように設計されたトカマク装置である。主半径は4.8m、最大プラズマ電流は10MAで、5MAのプラズマ電流で最大8.810
mまでの定常運転が可能である。MHD安定性とエネルギー閉じ込めを良くするために、大きな三角度のプラズマ配位が可能である。またプラズマの体積を最大にするために、小型のダイバータを設計した。計測システムは主プラズマ計測及び周辺プラズマ計測装置によって構成され、これらには基本的に既存設備が充てられる。ただし、YAGトムソン散乱システムは特別に強化され、また、新規計測器として、定常磁場測定プローブ、マイクロフィッションチェンバー、ペニングゲージが導入される予定である。
林 巧; 宮 直之; 菊池 満; 豊島 昇; 牛草 健吉; 正木 圭; 神永 敦嗣; 北井 達也*; 栗田 源一; 永島 圭介; et al.
JAERI-Research 97-007, 150 Pages, 1997/03
JAERI-Research-97-007.pdf:4.07MB
定常炉心試験装置におけるプラズマ燃料系とトリチウム安全系設備の設計検討結果をまとめた。プラズマ燃料系は真空排気、精製捕集、同位体分離、1次系ガス処理及び燃料供給設備で構成される。また、トリチウム安全系は建家換気、不活性ガス処理、緊急時トリチウム処理及び制御モニタリング設備等により構成される。低トリチウムインベントリ化の観点から、同位体分離設備においては深冷蒸溜塔を3カラム構成とし、アウトプットのトリチウム純度を60%以下のDT混合ガスを循環する方式として、インベントリを5g程度に低減できる見通しを得た。トリチウム安全系においては、実験棟本体・組立室及びトリチウム取扱設備室の建家を三次格納系とした緊急時トリチウム処理設備(気体分離膜システム)の検討を進め、1週間で1D
C
へのトリチウム除去が可能であることを示した。
青柳 哲雄; 永島 圭介; 北井 達也*; 森 活春*; 中川 勝二*; 栗田 源一; 菊池 満; 永見 正幸
JAERI-Research 97-010, 58 Pages, 1997/02
JAERI-Research-97-010.pdf:1.7MB
コイル電源設備は、18個のトロイダル磁場コイル(超伝導コイル)に定常的に電流を流すトロイダル磁場コイル電源、10個のポロイダル磁場コイル(超伝導コイル)にパルス的に電流を流すポロイダル磁場コイル電源、プラズマ垂直位置を高速に制御する高速位置制御コイル(常電導コイル)に電流を流す高速位置制御コイル電源、ロックドモードの原因となる非軸対称エラー磁場を補正するエラー磁場補正コイル(超伝導コイル)に電流を流すエラー磁場補正コイル電源、およびそれらに電力を供給する電動発電機から構成される。本報告書では、これらの概念検討結果を示すものである。
豊島 昇; 正木 圭; 神永 敦嗣; 小栗 滋*; 菊池 満; 中川 勝二*; 宮 直之; 森 活春*; 永見 正幸
JAERI-Research 97-008, 146 Pages, 1997/02
JAERI-Research-97-008.pdf:4.6MB
本報告では、本体付属設備設計、JT-60の解体・JT-60SU全体の組立・工程、主要建家の耐震・耐荷重の裕度及び一部設備の配置計画について述べる。既存JT-60を100日程度で解体、新設再利用品収納建家に収納、PR用として一般展示する。組立は約3年半で実験再開する計画。実験棟の荷重増に対して、本体直下のケーソン基礎にかかる荷重分散が課題となり、詳細な検討が必要である。耐震裕度は耐震Bまで対応可能。実験棟増築建家の耐震B対応は基礎的には可能であるが、2階部分の施工上の詳細検討が必要。負圧管理対応は可能である。整流器棟の荷重増に対しての概略裕度検討では1.3倍が限界(基礎)で、2階部分の対応は、特に詳細な検討が必要となる。
山本 巧; 牛草 健吉; 坂本 慶司; 今井 剛; 宮 直之; 栗田 源一; 永島 圭介; 北井 達也*; 森 活春*; 菊池 満; et al.
JAERI-Research 97-006, 77 Pages, 1997/02
JAERI-Research-97-006.pdf:2.47MB
ECRF加熱装置には、初期プラズマ電流立ち上げ補助及び高磁場中第一壁洗浄用プラズマ生成機能を有するECR予備電離/放電洗浄装置とプラズマ加熱及び電流駆動を効果的に行い、高性能な炉心プラズマを定常的に安定に維持する機能を有する電子サイクロトロン加熱(ECH)装置がある。これらの2つのタイプのECRF加熱装置について、定常炉心試験装置におけるトリチウム取扱の安全性また放射線遮蔽と深く関係するアンテナシステム及び主要コンポーネント(ジャイロトロン)の製作を重点的に設計検討を行った。その結果、これらのECRF加熱装置はいずれも技術的に成立することが可能であることが明らかとなった。本報告書では、これらの概念検討結果を示すものである。
栗山 正明; 牛草 健吉; 伊藤 孝雄; 山本 正弘; 山崎 武*; 佐藤 藤雄*; 北井 達也*; 森 活春*; 菊池 満; 永見 正幸
JAERI-Research 97-005, 134 Pages, 1997/02
JAERI-Research-97-005.pdf:3.8MB
定常炉心試験装置で計画されているNBI装置についての設計検討を実施した。ここで計画されているNBI装置には、現JT-60で使用されている100keV正イオンNBI装置の一部及び500keV NBI装置を改造して、それぞれ計測用ビーム及び初期プラズマ加熱用として再使用するもの、さらに新たに製作して主加熱用として使用する750keV負イオンNBI装置がある。これらの3つのタイプのNBI装置について、定常炉心試験装置での技術的適用及び改造あるいは製作における問題点の摘出に力点をおいて検討した。その結果、これらのNBI装置はいずれも技術的に成立することが可能であることが明らかとなた。本報告書では、これらの概念検討結果を示すものである。
