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論文

Integrated modeling of whole tokamak plasma

林 伸彦; 本多 充; 星野 一生; 濱松 清隆; 清水 勝宏; 滝塚 知典; 小関 隆久; 福山 淳*

Plasma and Fusion Research (Internet), 6(Sp.1), p.2403065_1 - 2403065_8, 2011/08

Development and integration of models for the whole tokamak plasma have progressed on the basis of experimental analyses and first principle simulations. Integrated models of core, edge-pedestal and scrape-off-layer (SOL)-divertor clarified complex and autonomous features of reactor relevant plasmas. The integrated core plasma model including an anomalous transport of alpha particles by Alfv$'e$n eigenmodes is developed in the core transport code TOPICS-IB and indicates the degradation of fusion performance. The integrated rotation model is developed in the advanced transport code TASK/TX and clarifies the mechanism of alpha particle-driven toroidal flow. The transport model of high-Z impurities is developed and predicts large inward pinch in a plasma rotating in the direction counter to the plasma current. TOPICS-IB is extended to include the edge-pedestal model by integrating with the stability code, simple SOL-divertor and pellet models, and clarifies the mechanism of pellet triggered ELM. The integrated SOL-divertor code SONIC is further integrated with TOPICS-IB and enables to study and design operation scenarios compatible with both the high confinement in the core and the low heat load on divertor plates.

論文

Integrated modeling for control of advanced tokamak plasma

小関 隆久; 林 伸彦; 本多 充; 相羽 信行; 濱松 清隆; 清水 勝宏; 川島 寿人; 星野 一生; 滝塚 知典; 徳田 伸二

Journal of Plasma and Fusion Research SERIES, Vol.8, p.1138 - 1142, 2009/09

Integrated modeling on areas of plasma core, edge-pedestal and scrape-off-layer (SOL)-divertor progressed based on the researches in JT-60U experiments. In the core plasma, an anomalous transport model of fast particles due to the Alfv$'e$n eigenmode is proposed, and a new one-dimensional core transport code, which can describe the radial electric field and plasma rotations, self-consistently, is developed. The integrated code TOPICS-IB is improved in the edge pedestal region, and effects of the pressure profile inside the pedestal and the collisionality dependence on the ELM energy loss are clarified. The impurity Monte Carlo code is incorporated to the integrated divertor code SONIC. Simulation of impurity behavior at X-point MARFE successfully produced the complete detached plasma, where a part of sputtered carbon penetrates into the main plasma and contributes to the enhanced radiation near the X-point.

論文

蛍光浸透探傷試験装置の開発

芳中 一行; 大塚 正弘*; 星野 昌人; 菊池 憲治; 河田 剛; 滝 清隆

日本原子力学会和文論文誌, 7(3), p.268 - 279, 2008/09

東海再処理施設においては、廃溶媒処理に伴って発生するりん酸廃液を蒸発缶により蒸発濃縮している。当該蒸発缶は、18年間に渡り、加熱温度約105$$^{circ}$$Cで約1800時間の運転を行ってきた。この蒸発缶内部の上部管板と伝熱管の溶接部の健全性確認検査に適用する蛍光浸透探傷試験装置を開発した。この装置は、観察に用いるCCDカメラ,UVライト,蛍光剤,洗浄水,乾燥用空気の噴霧用ノズルで構成され、3軸(挿入量,曲げ角,旋回角)の操作によって検査対象溶接部への位置合わせができる機構を持つ。また、開発した装置は、蒸発缶に設置された予備ノズル(内径60mm)のノズルを介して蒸発缶内に挿入できる構造となっている。当該蛍光浸透探傷試験装置を用いて、検査精度(JISに定められている標準試験片の欠陥が検知できること)を確認した後、りん酸廃液蒸発缶に対して、蛍光浸透探傷試験を実施した。その結果、上部管板溶接部には欠陥は確認されなかった。

論文

Numerical simulation of electron cyclotron current drive in magnetic islands of neo-classical tearing mode

濱松 清隆; 滝塚 知典; 林 伸彦; 小関 隆久

Plasma Physics and Controlled Fusion, 49(12), p.1955 - 1969, 2007/12

 被引用回数:12 パーセンタイル:40.46(Physics, Fluids & Plasmas)

新古典ティアリングモード(NTM)による磁気島内での電子サイクロトン電流駆動(ECCD)の数値シミュレーションを行った。EC波の共鳴領域が磁気島のO点近傍に局在すると仮定し、電子のドリフト軌道を追跡するとともに、クーロン衝突とEC波による電子速度の変化をモンテカルロ法で模擬した。その結果、(1)駆動電流はEC波共鳴領域を含むヘリカル磁束内部に強く閉じ込められ、「Snake」状の3次元空間構造を形成すること,(2)電流駆動効率は磁気島のない軸対称磁場の場合に比べて、1.5倍以上改善されること(10MW入射の場合),(3)EC波のパワーを増加させることにより、駆動電流の空間分布はO点近傍に尖塔化が強くなること、すなわち、電流密度の上昇率は電流駆動効率の上昇率を上回ること、がわかった。NTMの安定化はO点近傍に駆動する電流密度が鍵と考えられているため、従来の磁気島のない場合でのECCD解析より、磁気島内でのECCD解析はNTM安定化に必要なECパワーを低減することがわかった。

論文

Radial transport model of alpha particles based on Fokker-Planck equation

濱松 清隆; 滝塚 知典; 林 伸彦; 小関 隆久

Proceedings of 10th IAEA Technical Meeting on Energetic Particles in Magnetic Confinement Systems (Internet), 5 Pages, 2007/00

核融合炉でのプラズマ制御の数値シミュレーションを行うためにTOPIC-IBコードの開発が進められている。このコードでは、コア・プラズマの径方向輸送,MHD平衡と不安定性,加熱電流駆動,SOL領域でのプラズマ流等々のさまざまな物理現象を統合的に解析する。しかし、核反応アルファ粒子等の高速イオンに関しては減速過程だけを解析しており、TAEモード等のMHD不安定性に起因する径方向への大きな輸送を解析することができない。本研究では、高速イオンの径方向輸送を解析するために、フォッカープランク方程式に半径方向への輸送項を加え、速度方向と半径方向の2次元空間での速度分布関数の時間発展を解析する数値解析コードを開発した。特に、MHD不安定性では拡散項だけではなく対流項が支配的になる場合があり、しばしば数値的不安定が問題となるが、これを安定にかつ高速に解析することが可能である。

論文

Monte-Carlo simulation of electron cyclotron current drive in NTM magnetic islands

濱松 清隆; 滝塚 知典; 林 伸彦; 小関 隆久

Europhysics Conference Abstracts (CD-ROM), 29C, 4 Pages, 2005/00

ITER等の核燃焼プラズマでは、新古典テァリング・モード(NTM)の安定化が重要課題の一つとされ、電子サイクロトロン(EC)波による電流駆動(ECCD)の有効牲が注目されている。この安定化には、NTMによる磁気島内部での電流駆動が有効であるが、ECCDの数値解析は光線追跡法によってEC波の伝播・吸収を評価し、フォッカー・プランク(FP)方程式によって電子の速度分布関数の歪みを解析し駆動電流を評価する方法が一般的である。このFP方程式による解析では、磁場は軸対称であり磁気面が入れ子状であると仮定している。しかし、NTMによる磁気島が存在する場合には、上の仮定条件が破れ、通常の方法によるECCD解析の妥当性が疑問となる。このため、クーロン衝突並びにEC波の吸収過程をモンテカルロ法で模擬し、電子軌道を追跡する数値シミュレーションを行った。その結果、磁気島の無い場合の電流駆動効率と比較して磁気島内部での電流駆動効率は1桁以上大きいことを見いだした。

論文

ECCD power necessary for the neoclassical tearing mode stabilization in ITER

林 伸彦; 小関 隆久; 濱松 清隆; 滝塚 知典

Nuclear Fusion, 44(4), p.477 - 487, 2004/04

 被引用回数:34 パーセンタイル:72.83(Physics, Fluids & Plasmas)

ITERで新古典テアリングモード(NTM)安定化に必要となる電子サイクロトロン波(EC)パワーを評価するために、ITERパラメータを用いてEC駆動電流(ECCD)によるNTM安定化を数値的に調べた。NTMの磁気島幅の時間発展を、修正ラザフォード式を用いて計算した。有理面に位置するEC電流による背景電流密度分布の変化を電流拡散式により計算し、テアリング安定性指標$$Delta$$'の変化を考慮した。ECパワーがしきい値以上のときには、磁気島幅にかかわらずNTMを完全安定化できる。このしきいパワーの、修正ラザフォード式中のパラメータに対する依存性を調べた。しきいパワーは、修正ラザフォード式における自発電流項のパラメータに強く依存する。EC駆動電流は、背景電流密度分布の変化を通して$$Delta$$'を減少させ、その結果、しきいパワーを減少させる。しきいパワーに対する、EC電流密度分布の幅とECパワー変調の効果を調べた。EC電流幅が半分になると、しきいパワーを半分以下にすることができる。EC電流幅を狭くすることができた場合には、しきいパワーを下げるのにECパワー変調は必要ない。パラメータ領域におけるしきいパワーの最大値を考えた場合、ITERにおいてm/n=3/2モードと2/1モードの両方を同時に安定化させるには、約25MWのECパワーが必要であることがわかった。

論文

Simulation on neoclassical tearing mode stabilization by ECCD for JT-60 superconducting tokamak

林 伸彦; 小関 隆久; 濱松 清隆; 滝塚 知典

Journal of Plasma and Fusion Research SERIES, Vol.5, p.519 - 522, 2002/00

超電導化改修JT-60における、電子サイクロトロン波電流駆動(ECCD)による新古典テアリングモード安定化のシミュレーションを、1.5次元時間発展コードTOPICSと修正Rutherford式を用いて行った。ECによる磁気島中心の局所電流によってモードは安定化される。しかし、EC電流が磁気島中心から外れると有理面が動き、ECの安定化効率が下がる。EC電流の安定化に必要な位置幅は、EC電流分布をよりピークさせるとともに、ECのパワーが低い時は広くなり、高パワーの時は狭くなる。ECの入射時間が長ければ、この必要幅は広げられる。安定化に必要な最小のECパワーは、EC電流分布をよりピークさせ、磁気島成長の初期に、長く入射することによって、低くすることができる。

論文

負磁気シアトカマク放電におけるリップル損失の数値解析

飛田 健次; 濱松 清隆; 滝塚 知典; 鈴木 正信*

プラズマ・核融合学会誌, 75(5), p.582 - 593, 1999/05

ITER最終設計の負磁気シア放電における$$alpha$$粒子及びビームイオンのリップル損失を計算した。その結果、正磁気シアの場合と比べ、負磁気シアでは多大なリップル損失が生ずることがわかった。$$alpha$$粒子損失は25%に達し、このときの第一壁への熱負荷は最大3.7MW/m$$^{2}$$となり、第一壁の設計条件に対して裕度がない。また、ビームイオンの損失も20%と高くなる。リップル損失を許容レベルに抑えるためには、プラズマ表面でのリップル率を0.5%程度まで低減する必要がある。フェライト鋼の真空容器への挿入が最も現実的なリップル低減法である。このようなリップル率低減によって、$$alpha$$粒子及びビームイオンのリップル損失は、それぞれ、10%及び4%となる。

論文

Monte Carlo simulation of particle and heat transport in internal transport barrier

濱松 清隆; 滝塚 知典; 白井 浩; 岸本 泰明; C.S.Chang*

Europhysics Conference Abstracts (CD-ROM), 23J, p.421 - 424, 1999/00

内部輸送障壁の特徴は密度・温度の空間変化がイオンのバナナ軌道の幅程度であること、径方向電場が形成されていることである。この状況は、従来の新古典輸送理論の適応範囲を大きく逸脱している。また、JT-60では輸送障壁が準定常的に維持されている。本研究では、準定常な輸送障壁近傍でのイオンの粒子・エネルギー輸送特性をモンテカルロ・シミュレートにより解析した。具体的には、OFMCコードを用いて粒子・熱パルスの伝播をシミュレートし、拡散係数と対流係数を評価した。解析の結果は、電場がない場合は、急峻な密度・温度勾配が粒子・エネルギーの外向きの流れを誘起すること、電場がこの流れを内向きに逆転させ、同時に拡散係数を低減することを示した。

論文

Numerical analysis of helium ash removal by using ICRH-driven ripple transport

濱松 清隆; C.S.Chang*; 滝塚 知典; 安積 正史; 平山 俊雄; S.Cohen*; 谷 啓二*

Plasma Physics and Controlled Fusion, 40(2), p.255 - 270, 1998/00

 被引用回数:9 パーセンタイル:32.04(Physics, Fluids & Plasmas)

イオン・サイクロトロン周波数帯(ICRF)の波動入射によりヘリウム・イオンを加熱し、トロイダル・リップル磁場捕捉粒子として排気できる可能性について数値解析を行った。プラズマ周辺領域において、He(+2)イオンと中性重水素の荷電交換を行わせHe(+1)とし、再電離するまでにICRF波で加熱しリップル捕捉粒子とし、リップル損失させることでヘリウム灰を選択的に排気する。具体的には、ICRF加熱とリップル磁場効果を取り入れた案内中心軌道追跡モンテカルロ・コードを用いてITER級の実形状のトカマク配位で数値シミュレーションを行った。解析の結果、排気に必要な波動パワーは10~15MWであり、また、真空容器外へ排出するためのダクトのサイズは1.3m$$times$$0.7m程度であることを示した。

論文

Removal of helium ash and impurities by using ICRH driven ripple transport

濱松 清隆; C.S.Chang*; 滝塚 知典; 安積 正史; 平山 俊雄; S.Cohen*; 谷 啓二

Fusion Energy 1996, 2, p.683 - 691, 1997/00

イオン・サイクロトロン周波数帯(ICRF)の波動入射によりプラズマ周辺領域におけるヘリウム・イオン又は不純物イオンを加熱し、トロイダル・リップル磁場捕捉粒子とし主プラズマ領域より除去する解析を行った。具体的には、ICRF加熱とリップル磁場効果を取り入れた案内中心軌道追跡モンテカルロ・コードを用いて実形状トカマクの配位で数値シミュレーションを行った。灰排気においては、He(+2)イオンと重水素ガスとの荷電交換によりHe(+1)となったヘリウムが再電離するまでの時間に着目する。プラズマ周辺領域において、ヘリウム・イオンが+1価状態で存在できる時間内にICRF波で磁場に垂直方向に加熱し、粒子を速度空間におけるリップル捕捉領域へ導きリップル損失させることで排気が出来る可能性について、又、不純物イオンも同様の方法で除去が可能であることを発表する。

論文

Ripple losses of fast particles from reversed magnetic shear plasmas

飛田 健次; 濱松 清隆; 原野 英樹*; 西谷 健夫; 谷 啓二; 草間 義紀; 滝塚 知典; S.Putvinski*

Proc. of 24th European Physical Society Conf. on Controlled Fusion and Plasma Physics, 21A, p.717 - 720, 1997/00

負磁気シアプラズマでは通常磁気シアに比べ高速イオンの粒子損失が多いことを明らかにした。粒子損失はトロイダル磁場のリップルとともに増大することから、リップル輸送が粒子損失の原因となっていることが示唆される。軌道追跡モンテカルロコードを用いたシミュレーションの結果は実験結果に一致し、リップル輸送が粒子損失を引き起こしていることを裏づける。このコードを用いてITERの負磁気シア運転におけるアルファ粒子損失を評価した。この結果、アルファ粒子損失は25%程度となり、このときの第一壁への熱負荷は最大3.7MW/m$$^{2}$$に達する。ITERの真空容器に磁性体を装着すると最大熱負荷は1MW/m$$^{2}$$まで下がり、第一壁の熱負荷限界(5MW/m$$^{2}$$)を十分下回ることがわかった。

論文

Fast ion confinement in JT-60U and implications for ITER

飛田 健次; 濱松 清隆; 原野 英樹*; 西谷 健夫; 草間 義紀; 木村 晴行; 滝塚 知典; 藤枝 浩文*; 荘司 昭朗; 仙田 郁夫*; et al.

Proc. of 5th IAEA Technical Committee Meeting on Alpha Particles in Fusion Research, p.45 - 48, 1997/00

JT-60Uの実験結果と計算機シミュレーションの結果に基づいて、ITERの負磁気シア運転における高エネルギー粒子($$alpha$$粒子及び中性粒子入射イオン)の閉じ込めと損失を評価した。JT-60Uにおけるトリトン閉じ込め実験及び荷電交換中性粒子測定の結果は、負磁気シア・プラズマでは高速イオンの粒子損失が通常磁気シアに比べ非常に多いことを示す。このような粒子損失はITERにおいて深刻な問題となりうる。実際、軌道追跡モンテカルロ・コードを用いてITERの負磁気シア運転における$$alpha$$粒子損失を評価したところ、損失パワーは25%、第一壁への熱負荷は0.8MW/m$$^{2}$$に達し、第一壁設計限界(1MW/m$$^{2}$$)に近いことがわかった。ITERの中性粒子入射加熱については、第一壁熱負荷は十分に低いが、パワー損失が20%に達するためリップル損失の低減が必要である。

報告書

Analysis of high energy ion ripple loss in the up-down asymmetric configuration by OFMC plus mapping hybrid code

Konovalov, S.*; 滝塚 知典; 谷 啓二; 濱松 清隆; 安積 正史

JAERI-Research 94-033, 25 Pages, 1994/11

JAERI-Research-94-033.pdf:0.95MB

上下非対称配位に対する新しいマッピングコードを開発した。マッピングとOFMCを組み合わせた混成コードは、トカマクにおける高エネルギーイオンのリップル損失の計算を、リップル損失割合のみならず第一壁への損失パワー分布についても、正確にかつ速く行う。JT-60UにおけるNBIイオンのリップル損失に対する混成コードによる解析結果は、実験結果及びこれまでのOFMC計算結果によく一致した。

論文

東海再処理工場・ウラン脱硝施設の脱硝塔連続処理運転の確立

渡辺 敦; 内田 豊実; 松田 昇; 滝 清隆; 槇 彰; 秋山 莞爾

動燃技報, (88), p.76 - 79, 1993/12

東海再処理工場のウラン脱硝施設(DN施設)は、脱硝工程の長期連続運転を達成し、再処理工場の円滑な運転を目指すことを目的として、新たに建設された施設である。しかし、これまでの運転では1t/日の設計能力相当で約1週間の連続運転実績を有するものの、硝酸ウラニル「以下HNH」を噴霧するノズルの閉塞事象が頻繁に発生し長期連続が困難な状況にあった。このため種々の試験を行いノズル閉塞の主要因子を解明し、DN施設に於ける長期連続処理運転を可能とする運転方法を確立した。運転データの調査・解析の結果以下のことがわかった。(1)DN施設の脱硝塔の停止要因の約80%が噴霧ノズルの閉塞に起因するものである。(2)ノズル閉塞防止のため定期的に実施していた硝酸及び純水による噴霧ノズルの洗浄(ノズルクリーニング)は、その実施の度にノズルが閉塞気味となり最終的に完全閉塞となる。(3)脱硝塔への供給UNHの濃度の上昇ととも

報告書

Fast wave current-drive in INTOR plasma

岸本 泰明; 滝塚 知典; 濱松 清隆; 福山 淳*; 伊藤 早苗*; 伊藤 公孝

JAERI-M 87-204, 34 Pages, 1987/12

JAERI-M-87-204.pdf:0.91MB

INTORにおける速波電流駆動がアンテナ=プラズマ全系を考慮して巨視的に解析されている。最初に波の放射条件を最適化するために速波の近接条件が調べられた。

報告書

FBR原型炉用パッド付ラッパ管の試作報告 昭和56年度試作管の非破壊・破壊検査結果

立石 嘉徳*; 田中 康正; 滝 清隆*; 石橋 藤雄*; 後藤 達朗*; 谷山 定美*; 石川 敬志*

PNC TN841 84-66, 197 Pages, 1983/08

PNC-TN841-84-66.pdf:8.98MB

FBR原型炉「もんじゅ」用のパッド付ラッパ管試作・評価を行い,燃料設計および実機材製作へ反映させる。 FBR原型炉「もんじゅ」用パッド付ラッパ管の56年度試作管が神戸製鋼,新日鉄,住友金属,東芝,日本鋼管の各社より5本づつ,計25本昭和57年7月$$sim$$9月に渡って納入され,技術部検査課において非破壊,破壊の受入検査を実施した。 本試作管は長尺として初めて実機並に製作されたため,非破壊検査で肉厚,内側対面間寸法,ねじれ,粗さにおいて規格を満足できなかった。なかでも,内側対面間寸法測定(二軸寸法測定装置による連続測定)の結果,パッド部周辺で寸法変化の大きなものがあり規格を満足することができなかった。破壊検査についてもパッド部周辺での冷間加工度が不均一のため硬度および引張試験の一部に規格を外れるものがあった。 今後の課題として,パッド部周辺の内側対面間寸法変動,加工度の均一性を改善していく必要がある。

報告書

「もんじゅ」模擬燃料集合体5次試作試験検査報告

三浦 信; 安藤 久隆*; 滝 清隆*; 北野 光昭*; 石橋 藤雄*

PNC TN841 79-01, 136 Pages, 1979/01

PNC-TN841-79-01.pdf:8.62MB

「もんじゅ」4次試作までの試作集合体は,もんじゅ1次$$sim$$3次設計・調整設計I$$sim$$IVまでの各メーカー特有の構造設計に基づいて行なっており,周辺流れ抑制機構,支持構造部等集合体構造上多様な形状での試作を進めてきている。今回のもんじゅ5次試作は,昭和53年度において行なわれたもんじゅ燃料製作準備設計(I)により統一された集合体構造設計に基づき,試作されたものである。本報告は,東芝にて作成したもんじゅ5次試作集合体の試作経過および各種試験・検査データをとりまとめたものである。

報告書

Na流動試験後「常陽」MK-II3次試作模擬燃料集合体の解体検査(I)JII3CPの非破壊検査

三浦 信; 安藤 久隆*; 滝 清隆*; 北野 光昭*; 石橋 藤雄*

PNC TN841 78-51, 141 Pages, 1978/08

PNC-TN841-78-51.pdf:4.61MB

常陽照射炉心用模擬燃料集合隠$$<$$JII3CP$$>$$は,昭和52年度に,プルトニウム燃料部で試作された。その後,大洗工学センターNa流動伝熱試験室において,Na流動耐久試験(600$$^{circ}C$$,1,498hr)が実施された。この集合体のNa流動試験後検査として,集合体の解体検査および燃料ピンの非破壊検査を行なった。この結果,ワイヤラッピングにかかわる形状変化が若千認められた程度で,燃料ピンの破損等の異状はなく,集合体の健全性は保たれていた。

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