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石田 真一; 阿部 勝憲*; 安藤 晃*; Chujo, T.*; 藤井 常幸; 藤田 隆明; 後藤 誠一*; 花田 和明*; 畑山 明聖*; 日野 友明*; et al.
Nuclear Fusion, 43(7), p.606 - 613, 2003/07
原型炉の経済性と環境適合性のさらなる向上を図るため、大学等との連携協力によりJT-60を超伝導トカマクへ改修する計画を推進している。目的は、原型炉と同様に強磁性体である低放射化フェライト鋼をプラズマの近くに設置して、高ベータで自発電流割合が高く、高度なダイバータ熱粒子制御を持ち、ディスラプション頻度の少ない定常運転を実現することである。JT-60の既存設備を最大限活用し、新たに導入する超伝導トロイダル及びポロイダル磁場コイルを用いて、主半径2.8m,プラズマ電流4MA,トロイダル磁場3.8Tの高非円形かつ高三角度配位のシングルヌル・プラズマの100秒運転を行う。原型炉の設計例から設定された高い達成目標の実現を目指し、高ベータプラズマ制御,高性能・高自発電流プラズマ制御,ダイバータ熱粒子制御、及びフェライト鋼のプラズマ適合性の実証という重要課題に取り組むことができるよう設計を行った。
石田 真一; 阿部 勝憲*; 安藤 晃*; Cho, T.*; 藤井 常幸; 藤田 隆明; 後藤 誠一*; 花田 和明*; 畑山 明聖*; 日野 友明*; et al.
Nuclear Fusion, 43(7), p.606 - 613, 2003/07
被引用回数：33 パーセンタイル：69.14(Physics, Fluids & Plasmas)原型炉の実現に向けて経済性と環境適合性の向上を図るため、大学等との連携協力によりJT-60を超伝導トカマクへ改修する計画を推進している。目的は、原型炉で想定されているように、強磁性体である低放射化フェライト鋼をプラズマの近くに設置して、高ベータで自発電流割合が高く、高度なダイバータ熱粒子制御をもち、ディスラプション頻度の少ない定常運転を実現することである。新たに導入する超伝導トロイダル及びポロイダル磁場コイルを用いて、主半径2.8m,プラズマ電流4MA,トロイダル磁場3.8Tの高非円形かつ高三角度配位のシングルヌル・プラズマの100秒運転を行う。既存のJT-60設備を最大限に生かし、原型炉の設計例から設定された高い達成目標の実現に向けて、高ベータプラズマ制御,高性能・高自発電流プラズマ制御,ダイバータ熱粒子制御、及びフェライト鋼のプラズマ適合性の実証という克服すべき課題に取り組むための設計を行った。
狐崎 晶雄; 吉川 庄一*
新・核融合への挑戦, 244 Pages, 2003/03
トカマク型による炉心プラズマの研究を主体に、プラズマ科学の分野での核融合研究開発の進展を解説し、核融合研究の現状を広く周知を図る。ヘリカル型,慣性核融合にもすこし触れている。超高温プラズマとは/電流ホール/核融合発電/プラズマと磁場/プラズマの閉じ込め/衝突による粒子と熱の流れ/プラズマ中の揺動による熱の流れ/輻射による熱の流れ/プラズマの加熱/プラズマ電流を流す/プラズマの計測/プラズマと真空容器/断熱層/ステラレータ/慣性核融合/核融合炉へ/国際協力/核融合の安全性/核融合炉の特殊な利用/未来への展望の計20章からなる。国内の委員会などで検討している方針との整合を図っている。
狐崎 晶雄; 清水 正亜; 二宮 博正; 栗山 正明; JT-60チーム
Fusion Science and Technology (JT-60 Special Issue), 42(2-3), p.179 - 184, 2002/09
被引用回数：7 パーセンタイル：44.35(Nuclear Science & Technology)1985年以来16年間以上実験・運転してきたJT-60は世界のトカマク研究に貢献する多くの成果を上げてきた。JT-60特集の最初の論文として、JT-60の共通事項と経緯、研究目標、JT-60装置について記すとともに成果をまとめる。
二宮 博正; 狐崎 晶雄; 清水 正亜; 栗山 正明; JT-60チーム; 木村 晴行; 川島 寿人; 都筑 和泰; 佐藤 正泰; 伊世井 宣明; et al.
Fusion Science and Technology, 42(1), p.7 - 31, 2002/07
被引用回数：13 パーセンタイル：27.27(Nuclear Science & Technology)先進定常トカマク運転に必要な高い総合性能を維持する科学的基盤を確立するため、JT-60Uは改善閉じ込めモードの運転制御シナリオの最適化を進め、各種のプラズマ性能を向上してきた。この結果、定常トカマク炉に向けた顕著な成果を得た。これらの成果の詳細を報告する。JFT-2Mでは、高性能プラズマの開発と核融合炉で採用が予定されている構造材料開発のための先進的研究と基礎的な研究を進めている。真空容器外側に設置したフェライト鋼により、トロイダル磁場リップルが減少することが示された。真空容器内の20%の領域にフェライト鋼を設置しても、プラズマ性能への影響は見られなかった。TRIAM-1Mの結果についても報告する。
狐崎 晶雄
エネルギーレビュー, 16(6), p.4 - 8, 1996/06
核融合炉は、豊富な資源と高い安全性をもつため、世界の主要国で研究開発が進められている。現在、工学設計活動が実施されているITERは、初めて実燃料(DT)を本格的に使用し、自己点火条件の達成と長時間燃焼、さらに核融合炉に必要な工学技術の開発を目標としている。1998年中頃以降には、ITERの建設開始を目ざしており、日本への建設サイト誘致も夢ではない可能性が出てきている。
関 昌弘; 岸本 浩; 松田 慎三郎; 西川 雅弘*; 礒辺 倫郎*; 斉藤 正樹*; 西 正孝; 吉田 善章*; 徳田 伸二; 吉川 潔*; et al.
電気学会技術報告, 0(613), 102 Pages, 1996/00
核融合炉を発電システムとして捉える立場から、(1)既存の装置、計画中の装置、そして構想段階の将来の可能性を調査し、特に電気技術の面から核融合炉が備えるべき特性を探り、(2)今後50年以上を要する超長期的かつ巨額の予算を必要とする核融合炉の研究開発に各界の支持を維持し、若い有能な研究者の育成を継続することを目指し、研究開発の途中段階での「魅力」を再発見、再認識すること、の2点を目的とした電気学会核融合発電システム調査専門委員会(1993年6月-1996年5月)の技術報告書である。本技術報告書は、委員会での調査活動の結果得られた様々な技術情報をオムニバス形式でまとめる構成をとり、それぞれの技術分野の専門家が最新の情報に基づき論説している。
狐崎 晶雄
JAERI-M 90-150, 152 Pages, 1990/09
核融合の研究開発の意義、原理、トカマク型核融合炉の研究開発の内容と現状、将来の計画など全般にわたって他分野の読者にも解り易く解説した。また、核融合炉の工学技術と他分野の関連についても触れた。
狐崎 晶雄
Fusion Technology, 17(3), p.235 - 243, 1990/03
我国で行っている核融合研究開発のうち、科学技術庁の下で実施している原研の研究開発について概説した。また、核融合の研究開発計画としては、当時唯一公式となっていたもの、昭和61年10月までに核融合会議の下の3分科会で検討した計画を紹介した。
阿部 充志*; 永見 正幸; 平山 俊雄; 亀有 昭久*; 狐崎 晶雄; 木島 滋; 嶋田 道也; T.Angel*; F.Blau*; R.Chase*; et al.
JAERI-M 87-038, 25 Pages, 1987/03
中性子入射加熱(最大4.6MW)時のダブレットIIIでの重水素プラズマからの中性子の発生量を調べた。これにより発生量に関する比例則を得、またイオンに関する輸送理論から予測される値との比較を行なった。実験で得られた中性子発生量は、所謂Hモ-ド放電の場合、P
・Ip
・Ne
に比例し、新古典理論に基づく予測と良く一致する。4.6MW加熱時の中性子発生率は1.2
10
(個/秒)であった。等価核融合出力増倍係数QとしてD(50%)-T(50%)プラズマに換算すると、Q=7.810
に相当し、T(100%)プラズマに換算すると、加熱用高速Dとの反応によりQ=8.610となる。リミタ放電の場合、中性子発生量は少ない。
山本 巧; 阿部 充志*; 平山 俊雄; 亀有 昭久*; 狐崎 晶雄; 児玉 幸三; 木島 滋; 永見 正幸; 仙石 盛夫; 嶋田 道也; et al.
Physical Review Letters, 55(1), p.83 - 86, 1985/00
被引用回数：7 パーセンタイル：58.91(Physics, Multidisciplinary)ダブレット-IIIトカマクプラズマからの電子サイクロトロン放射をフーリエ分光器によって測定した。2倍と3倍の高調波の強度比の電子温度及び密度の依存性を調べ、強度比が簡単なモデルで表わせることを明らかにした。さらに、モデルを使用して、強度比測定から、中心電子密度を評価し、CO
レーザー干渉計と矛盾しないことを示した。
横溝 英明; 木島 滋; 相川 裕史; 笠井 雅夫*; 二宮 博正; 小林 朋文*; 松田 俊明; 宮 直之; 永見 正幸; 嶋田 道也; et al.
Japanese Journal of Applied Physics, 23(5), p.L316 - L318, 1984/00
被引用回数：4 パーセンタイル：32.28(Physics, Applied)中性子粒子入射時に改善された加熱効率(H-モード)を得る為に、三つのプラズマ形状を比較検討した。Hモードプラズマは、ダイバータ形状だけでのみ観測された。最も良い加熱効率は高非円形ダイバータ形状の時得られた。Hモードプラズマを得るのに必要となるビームパワーは、プラズマ電流が360KAから740KAに増加するにつれ、~1MWから~4MWに増加する。貯えられたプラズマエネルギーは、プラズマ電流が増加するにつれて上昇し、最高時には悪い加熱状態より50%改善された。
平山 俊雄; 滝塚 知典; 嶋田 道也; 永見 正幸; 木島 滋; 狐崎 晶雄
Journal of Nuclear Materials, 128-129, p.271 - 274, 1984/00
被引用回数：7 パーセンタイル：61.71(Materials Science, Multidisciplinary)抄録なし
横溝 英明; 笠井 雅夫*; 相川 裕史; R.Callis*; D.Doll*; 狐崎 晶雄; 木島 滋; 松田 俊明; 永見 正幸; 嶋田 道也; et al.
Journal of Nuclear Materials, 128-129, p.812 - 815, 1984/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.02(Materials Science, Multidisciplinary)抄録なし
横溝 英明; 笠井 雅夫*; T.Taylar*; R.Callis*; D.Doll*; 相川 裕史; 狐崎 晶雄; 木島 滋; 松田 俊明; 永見 正幸; et al.
Nucl.Eng.Des./Fusion, 1(3), p.279 - 285, 1984/00
被引用回数：1 パーセンタイル：19.16(Nuclear Science & Technology)中性粒子加熱実験時(ビームパワー2MW)に、TiCコーティング付ポコグラファイトでできている主リミタの2枚のタイルが破損した。この損傷の原因は、過熱負荷(2.3kW/cm)による熱応力によるものと思われる。タイル破損にひきつづいて不純物の注入が急激に起って、メイジャーディスラプションが生じた。この事故時には、リミタタイルの温度は、300
Cを超えていた。この種の事故は、リミタタイルの温度を慎重にモニタすることによって未然にふせげるものである。
木島 滋; 相川 裕史; 安積 正史; 星野 克道; 亀有 昭久*; 笠井 雅夫*; 狐崎 晶雄; 小林 朋文*; 松田 俊明; 宮 直之; et al.
JAERI-M 83-171, 39 Pages, 1983/10
かなり大きな間歇的エネルギー損失を伴う独特のアクティビティーが、中性粒子入射加熱時のタブレットIIIトカマクにおいて、しかも専ら閉じ込めの良い(Hモード)放電時に観測された。
pの上昇と共に、幅2-5msで約10ms間隔をもつ周辺リサイクリング光の大きなバーストの繰り返しが見られる。1回のバーストによってはき出されるエネルギーは蓄積全エネルギーの少くも2-3%に相当すると見積れる。この周期的なエネルギー損失は、プラズマ・エネルギーの最終到達値にして10%程抑制されている事に相当する。バーストに先立ち、ダイバータ部に大きなピークをもつ約20kHzでm=n=0の大きな磁場の揺動が観測された。これ以外に、全運転領域を通じて一般的に閉し込めの劣化或いは改善を支配していると思われるような特別のアクティビティーは観測されていない。
仙石 盛夫; 嶋田 道也; 笠井 雅夫*; 宮 直之; 相川 裕史; 安積 正史; 星野 克道; 狐崎 晶雄; 小林 朋文*; 木島 滋; et al.
JAERI-M 83-008, 13 Pages, 1983/02
強い遠隔放射冷却を伴う、高密度低温度のダイバータプラズマが中性粒子加熱時のタブレットIIIトカマクで観測された。測定は、ダイバータプレートに組込まれたラングミュアープローブのアレイによった。ダイバータプラズマは、主プラズマの電子密度n
を増加するにしたがい高密度低温度になった。ダイバータプレートでの最高の電子密度、最低の電子密度は、n=3.410/cmのときそれぞれn
=2.810cm,T=3.5eVであった。シングルヌルポロイダルダイバータで得られたこの様な高密度低温度プラズマ系は壁の浸食の問題の解決に一つの見通しを与える。
嶋田 道也; 永見 正幸; 伊尾木 公裕*; 出海 滋*; 前野 勝樹; 横溝 英明; 新谷 吉郎*; 吉田 英俊; N.H.Brooks*; C.L.Hsieh*; et al.
JAERI-M 9862, 23 Pages, 1981/12
ダブレットIIIにおける遠隔放射冷却に関するダイバータ実験の総括を行い、INTORでの遠隔放射冷却の可能性を論じた。ダブレットでは主プラズマの密度を上げるにつれ、ダイバータ部の放射損失が増加し、最大でジュール加熱パワーの約50%にも達する。この結果、ダイバータプレートの熱負荷が約1/6に下り、ダイバータプラズマが低温(10eV以下)、かつ高密度(510cm以上)になる。この結果を将来の核融合炉に適用できれば、ダイバータ付トカマクの欠点であるダイバータプレートの熱負荷問題と腐食問題とが大幅に改善される。簡単なモデル計算により、INTOR炉でも遠隔放射冷却が可能であることを示した。
横溝 英明; 新谷 吉郎*; 永見 正幸; 嶋田 道也; 吉田 英俊; 伊尾木 公裕*; 出海 滋*; 狐崎 晶雄
JAERI-M 9763, 21 Pages, 1981/10
ダブレットIIIにおけるD型断面プラズマの電磁流体平衡解析から、プラズマ形状と外部平衡磁場との相互関係が得られた。プラズマ最外殻磁気面の非円形度と三角形度は、磁気軸における平衡磁場のn指数、h指数とプラズマ電流分布とに相関がある。非円形度は、n指数、プラズマ電流分布、及び、三角形度に依存する。三角形度は、h指数に対し線形の関係がある。
横溝 英明; 永見 正幸; 嶋田 道也; N.H.Brooks*; R.P.Seraydarian*; 新谷 吉郎*; 前野 勝樹; 吉田 英俊; 伊尾木 公裕*; 出海 滋*; et al.
JAERI-M 9698, 29 Pages, 1981/09
非円形度1.8までのプラスマをダブレットIII装置で安定に制御することかできた。装置の制御応答が不十分なため、1.8以上の非円形プラズマは垂直方向に不安定となる。この不安定を制御している電源を断にすることによって、いろんな非円形度のプラズマの位置不安定の成長率を測定し、コイルによるパッシブな安定化効果を考慮した値と比較した。
