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二宮 博正; 秋場 真人; 藤井 常幸; 藤田 隆明; 藤原 正巳*; 濱松 清隆; 林 伸彦; 細金 延幸; 池田 佳隆; 井上 信幸; et al.
Journal of the Korean Physical Society, 49, p.S428 - S432, 2006/12
現在検討が進められているJT-60のコイルを超伝導コイルに置き換える計画(トカマク国内重点化装置計画)の概要について述べる。本計画はITER及び原型炉への貢献を目指しているが、その位置づけ,目的,物理設計及び装置設計の概要,今後の計画等について示す。物理設計については、特に高い規格化ベータ値を実現するためのアスペクト比,形状因子及び臨界条件クラスのプラズマや完全非誘導電流駆動のパラメータ領域等について、装置については物理設計と整合した設計の概要について示す。
菊池 満; 玉井 広史; 松川 誠; 藤田 隆明; 高瀬 雄一*; 櫻井 真治; 木津 要; 土屋 勝彦; 栗田 源一; 森岡 篤彦; et al.
Nuclear Fusion, 46(3), p.S29 - S38, 2006/03
被引用回数：13 パーセンタイル：41.56(Physics, Fluids & Plasmas)トカマク国内重点化装置(NCT)計画は、大学における成果を取り込みつつJT-60Uに引き続き先進トカマクを進めるための国内計画である。NCTのミッションは発電実証プラントに向けて高ベータ定常運転を実現するとともに、ITERへの貢献を図ることである。高ベータ定常運転を実現するために、装置のアスペクト比,形状制御性,抵抗性壁モードの帰還制御性,電流分布と圧力分布の制御性の機動性と自由度を追求した。
土屋 勝彦; 秋場 真人; 疇地 宏*; 藤井 常幸; 藤田 隆明; 藤原 正巳*; 濱松 清隆; 橋爪 秀利*; 林 伸彦; 堀池 寛*; et al.
Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1599 - 1605, 2006/02
被引用回数：1 パーセンタイル：9.91(Nuclear Science & Technology)JT-60定常高ベータ装置(トカマク国内重点化装置)は、経済的な核融合炉の実現を目指した定常高ベータプラズマ運転の実証が重要なミッションの一つである。現在、プラズマ形状及びアスペクト比について広いパラメータ領域で研究を行えるように、装置の物理的・技術的設計検討を進めている。本装置の目標とする高ベータプラズマは、自由境界MHD安定性限界を超えた領域にあるため、電子サイクロトロン加熱による新古典テアリングモードの抑制に加えて、安定化板及び容器内コイルを用いた壁不安定性モードの抑制など、さまざまなMHD不安定性の制御手法を駆使する必要がある。それらを踏まえて、今回は、高ベータと臨界条件クラスのプラズマを同時に達成できるプラズマパラメータの解析評価、及び自由境界MHD安定性限界を超えた高ベータプラズマの非誘導電流駆動制御シナリオの検討結果について報告する。また、広いパラメータ領域で定常高ベータプラズマ運転を実現させるための装置設計の現状に関して、超伝導コイル及び放射線遮へい材を中心に報告する。
榎枝 幹男; 秋場 真人; 田中 知*; 清水 昭比古*; 長谷川 晃*; 小西 哲之*; 木村 晃彦*; 香山 晃*; 相良 明男*; 室賀 健夫*
Fusion Engineering and Design, 81(1-7), p.415 - 424, 2006/02
被引用回数：62 パーセンタイル：96.34(Nuclear Science & Technology)我が国のブランケット開発は核融合会議において策定された開発計画に従って、固体増殖ブランケットを第一候補に、液体増殖方式を先進的な候補として開発を進めるものである。ITERをテストベッドとし、試験モジュールを試験するテストブランケット試験計画の作業部会においても、我が国として主体的に試験に参加し、試験を実施するために、試験モジュールの設計と研究開発を両候補ブランケットについて進め、固体増殖方式では要素技術開発が終了、液体増殖方式では、最重要課題の解明が進んできた。本報告は、日本におけるテストブランケットの設計と研究開発の最新の成果を総合的に取りまとめ報告するものである。
plasma operation玉井 広史; 秋場 真人; 疇地 宏*; 藤田 隆明; 濱松 清隆; 橋爪 秀利*; 林 伸彦; 堀池 寛*; 細金 延幸; 市村 真*; et al.
Nuclear Fusion, 45(12), p.1676 - 1683, 2005/12
被引用回数：15 パーセンタイル：45.37(Physics, Fluids & Plasmas)トカマク国内重点化装置の設計研究をまとめた。装置の設計は、プラズマのアスペクト比と形状制御性に関して自由度を広く確保できることが求められている。これは、ITERと平行して研究を進めるとともに、定常高ベータプラズマ運転についての科学的なデータベースをDEMOへ提供する観点から重要である。この目標に合致するように、プラズマのアスペクト比と形状の自由度の確保について、これまで比較的困難であったダイバータ排気性能との両立が図られるように装置設計を行った。この装置設計に基づいて、閉じ込め,安定性,電流駆動,ダイバータプラズマ等の物理性能を評価し、主目的である定常高ベータプラズマを実現するための制御方法を検討した。
榎枝 幹男; 秋場 真人; 田中 知*; 清水 昭比古*; 長谷川 晃*; 小西 哲之*; 木村 晃彦*; 香山 晃*; 相良 明男*; 室賀 健夫*
Fusion Science and Technology, 47(4), p.1023 - 1030, 2005/05
被引用回数：4 パーセンタイル：30.41(Nuclear Science & Technology)1999年に核融合会議により策定されたブランケット開発計画では、固体増殖ブランケットを核融合発電実証プラントの第一候補と位置づけ、原研が中核機関として開発を行っている。また、大学,核融合科学研究所が液体ブランケットなどの先進的なブランケット開発を担当し、開発を進めている。ITERのテストブランケットモジュール試験は、ブランケット開発の最重要マイルストンであり、原研,大学,核融合科学研究所により、種々の方式のブランケット開発が進められている。本報告では、以上の背景の下に日本において開発中のITERテストブランケット試験計画と戦略について報告する。
江里 幸一郎*; 功刀 資彰; 清水 昭比古*
ASME Proc. of 31st National Heat Transfer Conf. (HTD-Vol. 323), 1, p.171 - 178, 1996/00
レーザー照射による強加熱を受ける原子層の相変化挙動を調べるため、分子動力学法に基づく新しい解析手法を提案した。レーザー照射時のエネルギー輸送過程を原子により吸収・散乱されるエネルギー担体を用いてモデル化し、原子層内のエネルギー担体の軌跡をテスト粒子モンテカルロ法により追跡した。また、各時刻における気液混合層と固体層間の平均界面位置を求める界面モデルを提案し、界面領域における原子挙動の解析を可能とした。レーザーを連続照射した場合でも界面領域では溶融・蒸発が活発な期間とそうでない期間が周期的に発生すること、レーザー照射時の固体層へのエネルギー輸送過程において、発生した気液混合層の遮蔽効果が重要な役割を果たすことを示した。
功刀 資彰; 江里 幸一郎*; 清水 昭比古*
Proc. of 2nd Japan-Central Europe Joint Workshop on Modelling of Materials and Combustion, 0, p.205 - 208, 1996/00
核融合炉のプラズマディスラプション時には、プラズマ崩壊によって、瞬時に莫大なエネルギーがプラズマ対向壁(PFC)へ投下され、PFCは溶融・蒸発する。この損耗量の評価が機器寿命を決定する重要な因子の一つであることから、各種高エネルギービームを用いた模擬実験や解析が行われている。しかし、これら実験値と解析値は一致せず、その原因解明が急がれている。本研究では、この食い違いの原因とされている溶融蒸発過程の原子挙動(クラスター生成)や解析コードの境界条件(熱平衡性)の妥当性を検討することを目的とし、高エネルギー加熱源としてレーザー、ターゲット材としてPFC候補材のモリブデンを対象とした光モンテカルロ-分子動力学シミュレーションを実施した。その結果、緩やかな定常的な加熱時にはターゲット材料は単調な溶融蒸発挙動を示し、蒸発原子同士によるクラスター生成も見られるが、原子運動の統計量の検討から溶融蒸発界面での熱平衡性は達成されていることが示された。また、急速なパルス的強加熱時には衝撃波的な圧力波が材料中を音速で伝播し、熱平衡は達成されず、特に、材料表面では沸騰のようなボイドが発生することなどが示された。
功刀 資彰; 江里 幸一郎*; 清水 昭比古*
第32回日本伝熱シンポジウム講演論文集, 0, p.565 - 566, 1995/05
裏面から固気混相衝突噴流で冷却されていると想定した伝熱面へのアルゴンプラズマ衝突噴流の伝熱流動状態の解析を行った。プラズマを一価電離、電気的中性の電磁流体と仮定した1流体2温度プラズマモデルと、電子拡散を両極性拡散とした電子数密度保存の式を用いた。本研究の条件下では、噴流コア外縁域と淀み点付近では電子温度が原子とイオンからなる重粒子の温度より高くなる熱非平衡状態になっており、その領域では電子と重粒子のエネルギー交換が発生していること、また、伝熱面においてプラズマから8MW/m
程度のピーク熱流束が除熱可能であることが分かった。
功刀 資彰; 江里 幸一郎*; 横峯 健彦*; 清水 昭比古*
Fusion Engineering and Design, 28, p.63 - 71, 1995/00
核融合炉における高熱流束負荷機器の除熱研究の一環として、プラズマジェットを熱源とした実験を計画している。特に、実験上大気圧下で作動することを想定しているため、本報では、大気圧アルゴンプラズマジェットを取り上げ、伝熱実験上必要となる狭隘な平行平板間に噴出するアルゴンプラズマの熱流動特性の数値シミュレーションを試みた。流路壁材料としては、原研が提案しているSSTR(Steady State Tokamak Reactor)の候補構造材であるSiCを想定し、このSiC板をプラズマジェットとは逆側から固気混相流で冷却する条件を想定した。シミュレーションは、アルゴンプラズマの非平衡性を考慮した2温度1流体モデル及び電子のマクロ挙動を考慮した西沢モデルを用いて行い、SiC壁の冷却方法によって、プラズマ側の熱伝達特性が著しく変化することを示した。
江里 幸一郎*; 功刀 資彰; 清水 昭比古*
Therm. Sci. Eng., 3(4), p.27 - 33, 1995/00
裏面から冷却され、電気的に浮遊した伝熱試験板へのアルゴンプラズマ円形衝突噴流の伝熱流動の数値解析を行った。伝熱試験板は核融合炉のプラズマ対向材料の候補材であるシリコンカーバイドと仮定し、その裏面の冷却条件は固気混相衝突噴流の熱伝達係数を与えた。プラズマ噴流はその熱非平衡状態を考慮するため、2温度モデルを用いた電磁流体として取り扱った。本研究の条件下では、噴流コア外縁域と淀み点付近では電子温度が原子とイオンからなる重粒子の温度より高くなる熱非平衡状態になっており、その領域では電子と重粒子のエネルギー交換が発生している。そこでは電子の放射損失やイオン-電子間の再結合時における電離エネルギーの放出等の現象が活発に発生していること、また、噴流コアが伝熱試験板に接している領域において、8MW/m程度の熱流束が試験板へ流入していることが分かった。
清水 昭比古*; 林 巧; 相良 明男*
no journal, ,
In Rokkasho village in northeast Japan, the Broader Approach project has started based on the agreement protocol between EU and Japan. For ITER, performance tests on a Toroidal Field coil conductor of Japan has started in a EU test facility, SULTAN, and that on a Poloidal Field Insert Coil of EU has started in a test facility in JAEA. The development of 170 GHz ITER gyrotron has been progressed to achieve a 1 MW for 800 sec operation in JAEA. A negative ion source for ITER Neutral Beam system has achieved an extraction beam current density of 140 A/m at an acceleration voltage of 800 keV. In LHD, the stable discharge with the central density reaching 1
10E21 m
has been realized by formation of an Internal Diffusion Barrier. The high beta of 5 %, long-pulse operations near 1 hour with 1.6 GJ inputs with ICH and ECH, and sub-cooled operations of SC magnets to improve cryogenic stability have been achieved. In Test Blanket Modules project, Japan is leading the water-cooled ceramic breeder blanket concept, while other advanced concepts are also studied. A new Japan-US collaboration program, TITAN, has started in 2007, which major emphases are tritium and thermo-fluid control in fusion-relevant conditions.
