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論文

Development of advanced inductive scenarios for ITER

Luce, T. C.*; Challis, C. D.*; 井手 俊介; Joffrin, E.*; 鎌田 裕; Politzer, P. A.*; Schweinzer, J.*; Sips, A. C. C.*; Stober, J.*; Giruzzi, G.*; et al.

Nuclear Fusion, 54(1), p.013015_1 - 013015_15, 2013/12

 被引用回数:29 パーセンタイル:83.75(Physics, Fluids & Plasmas)

The ITPA IOS group has coordinated experimental and modeling activity on the development of advanced inductive scenarios for applications in the ITER tokamak. This report documents the present status of the physics basis and the prospects for applications in ITER. The key findings are: (1) inductive scenarios capable of higher $$beta_{rm N} ge 2.4$$ than the ITER baseline scenario ($$beta_{rm N} = 1.8$$) with normalized confinement at or above the standard H-mode scaling have been established under stationary conditions on the four largest diverted tokamaks (AUG, DIII-D, JET, JT-60U) in a broad range in $$q_{rm 95}$$ and density; (2) MHD modes can play a key role in reaching stationary high performance, but also define the stability and confinement limits; (3) the experiments have yielded clearer measurements of the normalized gyroradius scalin; and (4) coordinated modeling activity supports the present research by clarifying the most significant uncertainties in the projections to ITER.

報告書

FEMAG/OFMCコードを使用したフェライト鋼によるリップル補正磁場中の高速イオン損失計算

浦田 一宏*; 篠原 孝司; 鈴木 正信*; 鎌田 功*

JAERI-Data/Code 2004-007, 45 Pages, 2004/03

JAERI-Data-Code-2004-007.pdf:5.63MB

トカマク型核融合装置では、離散的トロイダル磁場コイル(TFC)のつくるトロイダル磁場にリップルが存在して高速イオンの損失を招き、真空容器の損傷につながる。近年、強磁性体を用いてリップル損失を低減する手法が提案され、低放射化,高熱伝導率特性を併せ持った低放射化フェライト鋼の核融合炉への導入が検討されている。しかし実際の装置では、他機器との干渉のため、リップル低減に効果的なトロイダル対称性を持ったフェライトの設置が困難となる場合がある。また損失境界である第一壁形状がトロイダル対称性を持たない場合がある。このような理由から実機に即したリップル補正磁場中の高速イオン損失計算を行うためには、トロイダル非対称性を取り扱えることが望ましい。そこで、フェライト鋼によるリップル補正磁場を計算するFEMAG(FErrite generating MAGnetic field)コードの開発を進め、トロイダル非対称の場合でも全トーラス磁場の計算を高速で行えるようにした。さらにこの磁場データを基礎として、高速イオン損失を計算する軌道追跡モンテカルロコードOFMC(Orbit Following Monte Carlo)をトロイダル非対称性が取り扱えるように改良した。FEMAG/OFMCコードの使用方法,JFT-2M装置による実験結果の解析評価とトカマク国内重点化装置の設計検討への適用について報告する。

論文

Tomographic reconstruction of bolometry for JT-60U diverted tokamak characterization

木島 滋; Leonard, A. W.*; 石島 達夫*; 清水 勝宏; 鎌田 功*; Meyer, W. H.*; 櫻井 真治; 久保 博孝; 細金 延幸; 玉井 広史

Plasma Physics and Controlled Fusion, 43(7), p.959 - 983, 2001/07

 被引用回数:30 パーセンタイル:66.99(Physics, Fluids & Plasmas)

JT-60Uのボロメータ計測とダイバータ放射の2次元トモグラフィー(画像処理)解析に関する報告である。真空容器内蔵型を改良し、さらにトモグラフィー処理プログラムの開発に成功した結果、ダイバータ放射の2次元分布画像が得られるようになった。解析の結果はJT-60Uのダイバータ配位と整合がとれており、別途測定した放射幅の結果とも矛盾のない分布であった。JT-60Uの代表的な実験結果の解析から次のようなことが明らかになった。密度の高い長パルスのHモード放電では、内側から外側にかけてほぼ一様なダイバータ放射の分布が実現できていること、また負磁気シアモードへの不純物注入実験では、ネオンよりアルゴンの方がよりコアプラズマに近い高温部まで広範囲に放射冷却作用が行っている様子などを可視的にとらえることができた。

論文

国際会議報告; 第16回IAEA核融合エネルギー会議

居田 克巳*; 岡野 邦彦*; 小川 雄一*; 鎌田 裕; 木村 晴行; 西原 功修*; 藤澤 彰英*; 矢木 雅敏*; 飯尾 俊二*

プラズマ・核融合学会誌, 72(12), p.1417 - 1423, 1996/12

第16回IAEA核融合エネルギー会議の内、加熱電流駆動のセッションの報告を行う。加熱電流駆動ではオーラルとポスター合わせて14件の発表があった。周波数帯別の内訳はICRF:6件、LHRF:5件、ECRF:2件、Alfven:1件である。ICRF加熱電流駆動の成果としてはITERの物理R&Dや負磁気シア、Hモード等の高性能放電への適用の進展があり、LHCDの成果としては負磁気シアを得るための電流分布制御や定常化へ向けての研究の一層の進展があった。ECRFに関してもEC加熱の負磁気シアへの応用が目立った。

報告書

Behavior of pre-irradiated fuel under a simulated RIA condition; Results of NSRR test JM-5

更田 豊志; 笹島 栄夫; 森 行秀*; 本間 功三*; 丹澤 貞光; 石島 清見; 小林 晋昇; 鎌田 裕; 酒井 陽之

JAERI-Research 95-078, 194 Pages, 1995/11

JAERI-Research-95-078.pdf:17.91MB

本報告書は、反応度事故条件下の照射済燃料の挙動を調べたJM-5実験における、実験方法、前照射条件、前照射後の燃料検査結果、パルス照射時の条件及び過渡記録、並びにパルス照射後の燃料検査結果などの実験データを整理し、考察を加えたものである。平均線出力33.4kW/mで燃焼度25.7MWd/kgUまでJMTRで前照射した試験燃料を、NSRRにおける大気圧・室温の静止水冷却条件下でのパルス照射に供した。パルス照射時の発熱量は223$$pm$$7cal/g・fuelで、燃料エンタルピは最高167$$pm$$5cal/g・fuelに達した。本実験はPCMI(燃料ペレット/被覆管間の機械的相互作用)による燃料破損に至り、20箇所以上に及ぶ細かい割れのほとんどが前照射中に形成された被覆管外表面における局所的な水素化物の周辺で生じており、被覆管の局所水素化が欠陥発生に強く影響したことを示唆している。

論文

New critical facilities toward their first criticality, STACY and TRACY in NUCEF

外池 幸太郎; 井沢 直樹; 岡崎 修二; 杉川 進; 竹下 功; 鎌田 滋*

ICNC 95: 5th Int. Conf. on Nuclear Criticality Safety,Vol. II, 0, p.10.25 - 10.32, 1995/00

定常臨界実験装置(STACY)と過渡臨界実験装置(TRACY)が日本原子力研究所(JAERI)東海研究所の核燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)内に完成し、STACYが1995年2月より運転を開始した。STACYは、低濃縮ウランやプルトニウムを含む硝酸溶液の臨界量を、様々な幾何形状、化学組成等の条件の下で測定する装置である。TRACYは、低濃縮ウランの硝酸水溶液を用いて臨界を超える現象を実現することができる。STACYを用いた実験では、核燃料再処理工場の臨界安全設計に必要な臨界データを取得する。STACYの各種機器の寸法誤差及び溶液燃料の分析精度を考慮して、取得データの精度を予備的に評価したところ、データが計算機コードのベンチマークテストに適用可能である見通しが得られた。

口頭

SOAF: A Grid-based framework for integrating large-scale long-run applications

立川 崇之; 鈴木 喜雄; 武宮 博; 林 伸彦; 鎌田 功

no journal, , 

核融合プラズマの制御シミュレーションでは、時間経過とともに不安定になりかけたプラズマを安定化し、長時間にわたって制御する。このため、多様な要素コードを長時間連携させた計算が必要となる。従来からさまざまな連携制御支援ツールが開発されているが、連携できるシミュレーションが限られたり、コードに大幅な修正を要するという問題が存在する。さらに、長時間に及ぶ連携実行では、計算機の予期せぬ停止への対処も必要である。これらの要因により、統合シミュレーション実現には多大な労力を要していた。本研究では、要素コード間で授受されるデータファイルの仕様及び関係を定義する一般的な枠組みを構築し、多様なプログラムをほとんど修正することなしに連携可能とした。また、長時間継続実行を支援するために、シミュレーションの停止を検知する機能と、障害発生時点からの自動再実行機能を実現した。本機能を核融合プラズマの統合シミュレーションに適用し、1%以下のコード修正で約30時間に及ぶ自動実行が可能であることを確認することで、有効性を検証した。

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