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松川 誠; 菊池 満; 藤井 常幸; 藤田 隆明; 林 孝夫; 東島 智; 細金 延幸; 池田 佳隆; 井手 俊介; 石田 真一; et al.
Fusion Engineering and Design, 83(7-9), p.795 - 803, 2008/12
被引用回数：17 パーセンタイル：72.86(Nuclear Science & Technology)JT-60SAは、日欧の幅広いアプローチの下で建設する完全超伝導トカマク装置で、ITERや原型炉への貢献を目指している。2007年の両極の国会批准後、実質的には既に建設段階に移行している。JT-60SAは、既存の建屋,電源,プラズマ加熱装置,計測装置などの、JT-60U設備の最大限の有効利用が前提であり、完全に新作する主たる機器は本体装置のみである。最大プラズマは電流5.5MAで、プラズマ主半径3.06m,アスペクト比2.65,非円形度1.76,三確度0.36である。最大プラズマ加熱入力41MW,プラズマ電流のフラットトップ時間は100秒間である。本論文では、トカマク装置本体だけでなく、プラズマ加熱装置や遠隔保守装置の設計などについても言及するとともに、EUとの技術的な議論を踏まえて行った超伝導導体に関する最近の設計変更案などを紹介し、装置の全体像を明らかにする。
玉井 広史; 藤田 隆明; 菊池 満; 木津 要; 栗田 源一; 正木 圭; 松川 誠; 三浦 幸俊; 櫻井 真治; 助川 篤彦; et al.
Fusion Engineering and Design, 82(5-14), p.541 - 547, 2007/10
被引用回数：9 パーセンタイル：54.87(Nuclear Science & Technology)JT-60SAはITERサテライトトカマクとして位置づけられ、ITER支援研究とITER補完研究の二つの使命を併せ持ち、日本とEUとが共同で設計・建設・実験を実施する装置である。昨年度実施された基本的な装置仕様にかかわる検討を経て、ITERへの貢献を高める観点から加熱入力が41MW,100秒間に増強された。この加熱入力で実現可能なプラズマ性能を検討するために、プラズマ解析コードを用いて予測評価を行った。その結果、完全非誘導電流駆動の運転シナリオが高密度領域において拡張されるとともに、高い等価エネルギー増倍率と高い規格化ベータ値の同時達成の裕度が拡張されるなど、ITER及び原型炉を指向した研究を展開するにふさわしい装置性能を有することが示された。
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：41.76(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：9.98(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。
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：45.53(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。
n eigenmodes in reversed shear plasmas in JT-60U negative-ion-based neutral beam injection discharges武智 学; 福山 淳*; 石川 正男; Cheng, C. Z.*; 篠原 孝司; 小関 隆久; 草間 義紀; 竹治 智*; 藤田 隆明; 及川 聡洋; et al.
Physics of Plasmas, 12(8), p.082509_1 - 082509_7, 2005/08
被引用回数：34 パーセンタイル：71.2(Physics, Fluids & Plasmas)JT-60Uの負磁気シア(RS)及び弱磁気シアプラズマ(WS)におけるアルフベン固有モード(AE)実験の結果について報告する。低hのRS放電において負イオンNBI(NNBI)及びICRFによって加熱中に観測された急激な周波数の掃引を伴うモードは負磁気シア励起AE(RSAE)とこのRSAEからトロイダルAE(TAE)への遷移によって説明可能である。われわれはJT-60Uにおいて磁気揺動の観測と安全係数分布の計測を行い、RSAEの存在とRSAEからTAEへの遷移を初めて証明した。中性子発生率の計測によってRSAEからTAEへ遷移時に高速イオンが吐き出されることが明らかになった。
玉井 広史; 松川 誠; 栗田 源一; 林 伸彦; 浦田 一宏*; 三浦 友史; 木津 要; 土屋 勝彦; 森岡 篤彦; 工藤 祐介; et al.
Plasma Science and Technology, 6(1), p.2141 - 2150, 2004/02
被引用回数：2 パーセンタイル：6.49(Physics, Fluids & Plasmas)JT-60定常高ベータ化計画(JT-60改修計画)の最重要課題は高ベータ,臨界クラスのパラメータを持つ高性能プラズマの100秒程度以上の維持を実証することである。このため、高ベータプラズマを達成するためのプラズマパラメータや運転シナリオ,制御手法の検討を行うとともに、超伝導磁場コイルの要素技術の開発を始め、放射線遮蔽や真空容器等の設計検討及び試験開発を行い、その成立性を確認した。本発表は、以上の物理・工学設計と試験開発の進捗状況を詳述する。
杉江 達夫; 波多江 仰紀; 小出 芳彦; 藤田 隆明; 草間 義紀; 西谷 健夫; 諫山 明彦; 佐藤 正泰; 篠原 孝司; 朝倉 伸幸; et al.
Fusion Science and Technology (JT-60 Special Issue), 42(2-3), p.482 - 511, 2002/09
被引用回数：6 パーセンタイル：3.03(Nuclear Science & Technology)JT-60Uの計測診断システムは、約50の計測装置から構成されている。近年、プラズマパラメータの半径方向の分布計測が精度よく行なわれるようになった結果、プラズマの内部構造が明らかになった。また、ミリ波反射計/電子サイクロトロン放射計測により、電子密度/電子温度揺動の測定が行なわれ、プラズマ閉じ込めに関する理解が進展した。さらに、電子温度,中性子発生率,放射パワー,電子温度勾配等の実時間制御実験が、関係する計測装置のデータを利用して行なわれた。これらの計測,及び実時間制御を駆使することにより、高性能プラズマを実現することができた。次期核融合実験炉用計測装置としては、炭酸ガスレーザ干渉計/偏光計,及び協同トムソン散乱計測装置を開発している。
及川 聡洋; 鎌田 裕; 諫山 明彦; 藤田 隆明; 鈴木 隆博; 梅田 尚孝; 河合 視己人; 栗山 正明; Grisham, L. R.*; 池田 佳隆; et al.
Nuclear Fusion, 41(11), p.1575 - 1583, 2001/11
被引用回数：45 パーセンタイル：77.83(Physics, Fluids & Plasmas)トカマク炉における加熱・電流駆動方式として有力な負イオン中性粒子ビーム(N-NB)の加熱・電流駆動特性のJT-60Uにおける研究成果を報告する。従来、MSE計測から同定されたN-NB駆動電流分布は理論予測と一致することを電子温度5keV程度において実証してきた。電子温度が10keV以上となるITERにおいても理論予測に従った電流駆動性能が得られることを実証するために、電子サイクロトロン波入射により生成した高電子温度、低密度プラズマにおいてNNB駆動電流分布を精度よく計測して、電子温度10keVの領域においても理論予測通りの電流駆動特性を持つことを明らかにした。このとき、駆動電流1MA、電流駆動効率1E19 A/m2/Wを同時達成し、N-NBの高い電流駆動性能を実証した。また、電子温度が13keVに達した高
Hモードプラズマにおいては、中性粒子ビームとしては世界最高の電流駆動効率1.55E19 A/m2/Wを実現した。またプラズマ中に不安定性が存在する場合のN-NB電流駆動への影響についても明らかにした。高いビーム圧力により駆動される間欠的不安定性がプラズマ中心部において発生したときには、中性子発生率の減少及び中心部におけるN-NB駆動電流の減少を観測した。但し、損失した駆動電流量は全駆動電流量の7%程度であり大きな影響ではない。低モード数のテアリング不安定性が発生しているプラズマにおいては不安定性の強度とともに、また、不安定性発生位置がN-NB高速イオンの分布と一致しているときに中性子発生率の計算値と実測値のずれが大きくなることを明らかにした。中性子発生率はビームイオン損失の指標であることから、テアリング不安定性がビームイオン損失を引き起こし駆動電流分布及び加熱分布に影響を与えていることを意味する。
n eigenmodes driven by Alfnic beam ions in JT-60U篠原 孝司; 草間 義紀; 武智 学; 森岡 篤彦; 石川 正男*; 大山 直幸; 飛田 健次; 小関 隆久; 竹治 智; 森山 伸一; et al.
Nuclear Fusion, 41(5), p.603 - 612, 2001/05
被引用回数：83 パーセンタイル：90.44(Physics, Fluids & Plasmas)核燃料プラズマでは、
粒子圧力が高くなると、アルヴェン固有モード(AE)周波数領域の不安定性により粒子の閉じ込めが劣化することが危惧されている。これまでの実験ではAE周波数領域の周波数掃引不安定性が発生すると高エネルギーイオンの輸送が増大する場合があり、また、周波数掃引不安定性の発生領域とその特性の理解はトカマク研究の重要課題の一つである。最近のJT-60Uの実験において、負イオン源中性粒子ビーム(N-NB)入射により高エネルギーイオンを生成して、周波数掃引不安定性の研究を行い、ITERで予測される粒子の存在条件と同様の条件のN-NBイオンによって、周波数掃引不安定性が不安定かされることを明らかにした。また、速い周波数掃引を伴う不安定性による高エネルギーイオンの損失が、平衡の違いに起因するエネルギー依存性を持っていることを明らかにした。
鈴木 篤彦*; 唐沢 博一*; 塩山 勉*; 小舞 正文*
PNC TJ9164 98-006, 150 Pages, 1998/02
高速増殖炉原子炉内ナトリウム中において沸騰音を検出するための炉内音響検出計の成立性の評価のため、音源重量法を用いた解析コード(SOSUM)により、集合体内部及び炉心上部での音響伝播解析を行った。平成8年度は、解析モデルとして、燃料集合体・炉内構造物のモデル化を行い、炉心中心からの沸騰音等の異常音の炉内伝播状態について燃料集合体内とプレナム部の音響伝播の2段階に分けて解析を実施した。平成9年度は、燃料ピンの音響伝播への影響を確認するため、ワイヤをモデル化して集合体内部及び炉心上部での音響伝播を解析した。音響伝播解析では解析を合理化するため、双極子モデルを採用した。また、開口合成手法を用いて音源となっている燃料集合体位置を同定する手法についても検討を行った。本解析結果により、燃料ピンに巻かれたワイヤーの音響伝播への影響は最大6%程度と小さいことが分かった。また、開口合成による音源燃料集合体位置の同定では4点程度の計測点があれば十分同定が可能であることが分かった。
柏倉 潤*; 久保 篤彦*; 出田 博和*; 鈴木 寿之*; 大内 公一*; 吉田 利司*
PNC TJ9124 96-008, 103 Pages, 1996/03
大型炉蒸気発生器(SG)で生じうる水リークをより現実的に評価し、適切な設計基準水リーク(DBL)を設定することが高速炉の合理的な設計推進の観点から急務となっている。DBLに影響を及ぼす要因の1つとして伝熱管の高温ラプチャ型破損が考えられるが、この破損挙動はナトリウム-水反応時のリークジェットによる管外の熱伝達率に大きく依存する。従って、高温ラプチャの支配因子の1つであるリークジェットによる熱的挙動を明らかにするため、ナトリウム-水反応試験を行い管外熱伝達率を試験的に測定する必要がある。本報告書は、このナトリウム-水反応時の管外熱伝達率測定試験を行うために、試験装置の設計を行ったものである。なお、設計する装置は、動燃事業団所有の高速炉安全性第1試験室に設置するものとする。
櫻井 真治; 正木 圭; 芝間 祐介; 篠原 孝司; 鈴木 優; 笹島 唯之; 森岡 篤彦; 林 孝夫; 高橋 龍吉; 沢井 友次; et al.
no journal, ,
臨界プラズマ試験装置JT-60のトロイダル磁場リップルを補正して高エネルギー粒子の損失を低減するために、真空容器内にフェライト鋼(8Cr-2W-0.2V)製の第一壁を設置した。低放射化フェライト鋼F82HをベースにJT-60用に調整された8Cr-2W-0.2V鋼は、20トンの大量真空溶解で製造され55枚の鋼板に加工され熱処理された。飽和磁化と熱伝導率はF82Hより10
20%低下したが、電気抵抗率と機械強度は同程度であった。固定部を補強し1122枚の既存の炭素製第一壁アーマがフェライト鋼製第一壁アーマに交換された。軌道追跡コードによる予測では加熱中性粒子ビームの吸収パワーが30%増加することが期待される。プラズマ位置形状制御用の磁気センサへの磁性体の影響を実時間で補正するモデルを考案し、試験放電でその有効性を調べた。磁束ループの補正は良好であるが、磁気センサ近傍のフェライトタイル形状の影響を強く受けるポロイダル磁場プローブの補正プログラムには若干の改良が必要なことがわかった。
