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中村 誠; 飛田 健次; Gulden, W.*; 渡邊 和仁*; 染谷 洋二; 谷川 尚; 坂本 宜照; 荒木 隆夫*; 松宮 壽人*; 石井 響子*; et al.
Fusion Engineering and Design, 89(9-10), p.2028 - 2032, 2014/10
被引用回数：13 パーセンタイル：69.89(Nuclear Science & Technology)福島第一原子力発電所事故を受けて、日本国内の核融合研究コミュニティにおいて、核融合炉の安全性に対する関心が高まっている。そこで幅広いアプローチ原型炉設計活動(BA-DDA)では、核融合炉の安全性研究に着手した。本論文は、BA-DDAで行っている核融合原型炉安全性研究の進展について報告するものである。まず本研究での安全確保の考え方を明確化し、事故時の放射性物質放出に対する敷地境界での公衆被ばく線量の目標値を設定した。次に、核融合原型炉が内包する放射性物質とエネルギーの量の評価を行った。ここでの原型炉は、我が国で開発しているブランケット工学技術(水冷却、固体ペブル増殖ブランケット)に基づくものとする。さらに、マスター・ロジック・ダイアグラム法と機能FMEA法を用いて原型炉で考えられる事故シナリオの分析を行った。分析したシナリオのうち、とりわけ重要な事故事象を選定した。
中村 誠; 飛田 健次; 染谷 洋二; 谷川 尚; Gulden, W.*; 坂本 宜照; 荒木 隆夫*; 渡邊 和仁*; 松宮 壽人*; 石井 響子*; et al.
Plasma and Fusion Research (Internet), 9, p.1405139_1 - 1405139_11, 2014/10
水冷却核融合原型炉の安全性研究における重要側面について報告する。水冷却原型炉の内的ハザード(つまり放射性物質のインベントリ、これらを可動化するエネルギー、事故の起因事象と事故シナリオ)の分析を行った。第一壁/ブランケット冷却ループのエンタルピー、崩壊熱、ベリリウム-水蒸気反応で発生しうる化学反応エネルギーにとりわけ留意する必要があることを指摘した。第一壁/ブランケット冷却ループの真空容器外破断を定量的に解析した。この事象に対する核融合炉建屋の健全性について議論した。
井手 俊介; 相羽 信行; Bolzonella, T.*; Challis, C. D.*; 藤田 隆明; Giruzzi, G.*; Joffrin, E.*; 濱松 清隆; 林 伸彦; 本多 充; et al.
Proceedings of 24th IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2012) (CD-ROM), 8 Pages, 2013/03
Assessment of capabilities in controlling key plasma parameters to access and sustain a high normalized pressure plasma in JT-60SA has been carried out using predictive simulations with emphasis on controllability with actuators, including not only heating and current drive but also fueling and pumping system. It is confirmed that the safety factor profile, which is believed to play an important role for confinement improvement, can be prepared appropriately at the plasma current ramp-up phase in a wide extent within capability of the installed ECRF system. At the flat-top of a high pressure and high bootstrap current plasma, it is also confirmed that the installed NB system can modify the safety factor profile and the confinement property within the planned capabilities. It is confirmed that impurity seeding in the SOL and the divertor region can maintain the heat flux within the divertor heat tolerance keeping the separatrix density level acceptable.
飛田 健次; 西尾 敏*; 榎枝 幹男; 中村 博文; 林 巧; 朝倉 伸幸; 宇藤 裕康; 谷川 博康; 西谷 健夫; 礒野 高明; et al.
JAEA-Research 2010-019, 194 Pages, 2010/08
JAEA-Research-2010-019-01.pdf:48.47MBJAEA-Research-2010-019-02.pdf:19.4MB
発電実証だけでなく、最終的には経済性までを一段階で見通しうる核融合原型炉SlimCSの概念設計の成果を報告する。核融合の開発では、これまで、1990年に提案されたSSTR(Steady State Tokamak Reactor)が標準的な原型炉概念とされてきたが、本研究はSSTRより軽量化を図るため小規模な中心ソレノイドを採用して炉全体の小型化と低アスペクト比化を図り、高ベータ及び高楕円度(グリーンワルド密度限界を高めうる)を持つ炉心プラズマにより高出力密度を目指した。主要パラメータは、プラズマ主半径5.5m,アスペクト比2.6,楕円度2.0,規格化ベータ値4.3,核融合出力2.95GW,平均中性子壁負荷3MW/m
とした。この炉概念の技術的成立性を、プラズマ物理,炉構造,ブランケット,超伝導コイル,保守及び建屋の観点から検討した。
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
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.
飛田 健次; 西尾 敏; 榎枝 幹男; 川島 寿人; 栗田 源一; 谷川 博康; 中村 博文; 本多 充; 斎藤 愛*; 佐藤 聡; et al.
Nuclear Fusion, 49(7), p.075029_1 - 075029_10, 2009/07
被引用回数：139 パーセンタイル：97.7(Physics, Fluids & Plasmas)最近の核融合原型炉SlimCSに関する設計研究では、おもに、ブランケット,ダイバータ,材料,保守を含む炉構造の検討に重点を置いている。この設計研究における炉構造の基本的考え方とそれに関連する課題を報告する。楕円度のついたプラズマの安定化と高ベータ化のため、セクター大の導体シェルを交換ブランケットと固定ブランケット間に設置する構造とした。また、ブランケットには、加圧水冷却,固体増殖材を採用することとした。従来の原型炉設計で検討していた超臨界水冷却を利用するブランケット概念に比べ、トリチウム自給を満足するブランケット概念の選択肢はかなり絞られる。ダイバータ技術やその材料について考慮すると、原型炉のダイバータ板での熱流束上限は8MW/m以下とすべきであり、これは原型炉で取り扱うパワー(すなわち、アルファ加熱パワーと電流駆動パワーの和)に対して大きな制約となりうる。
BC永井 佑紀*; 加藤 雄介*; 林 伸彦; 山内 邦彦*; 播磨 尚朝*
Physical Review B, 76(21), p.214514_1 - 214514_8, 2007/12
被引用回数：18 パーセンタイル：60.6(Materials Science, Multidisciplinary)ボロンカーバイド超伝導体YNiBCの超伝導ギャップ構造を同定するために、孤立渦糸まわりの局所状態密度を、バンド計算より得られた現実的なフェルミ面上で計算した。さまざまなギャップノード位置を仮定し、それらに対して得られた局所状態密度の中から、走査型トンネル顕微鏡の実験結果とコンシステントなものを見いだした。また、そこで見いだされたギャップ構造のもとで、比熱の磁場方向依存性を計算し、対応する実験結果と一致することを確認した。こうしてわれわれは、バンド計算と渦糸まわりの状態密度計算という二つの計算を組合せる新しい解析手法により、複数の実験結果とコンシステントな特定の超伝導ギャップ構造をYNiBCに対して初めて提示することに成功した。
飛田 健次; 西尾 敏; 佐藤 正泰; 櫻井 真治; 林 孝夫; 芝間 祐介; 礒野 高明; 榎枝 幹男; 中村 博文; 佐藤 聡; et al.
Nuclear Fusion, 47(8), p.892 - 899, 2007/08
被引用回数：57 パーセンタイル：86.53(Physics, Fluids & Plasmas)コンパクトな核融合原型炉概念SlimCSについて報告する。この原型炉は通常のトカマク炉と比べると小規模な中心ソレノイドコイル(CS)を採用している点に特徴がある。通常、CSの主要な役割はポロイダル磁束の供給とされるが、これをプラズマ形状制御とみなすことでCSの大幅な小型化が可能であり、これによりトロイダルコイルの軽量化しいては炉本体重量の低減が期待できる。さらに、CSの小型化はプラズマの低アスペクト比(=2.6)化を可能にし、高楕円度,大プラズマ電流化,高ベータ化など炉心プラズマの高出力密度を実現するうえで望ましい条件が整う。この結果、SlimCSはARIES-RSのような先進トカマク炉概念と同規模の炉寸法でありながら、比較的無理のない炉心プラズマ条件でほぼ同等の核融合出力を発生するメリットを持つ。
朝倉 伸幸; 川島 寿人; 清水 勝宏; 櫻井 真治; 藤田 隆明; 竹永 秀信; 仲野 友英; 久保 博孝; 東島 智; 林 孝夫; et al.
Europhysics Conference Abstracts (CD-ROM), 31F, 4 Pages, 2007/00
JT-60SAでは最大41MWの入射パワーで100秒間の運転を予定して設計を進めている。一方、炭素繊維材を使用した強制冷却ダイバータ板への最大熱流負荷は15MW/mであり、現在のトカマク装置を超えた大きな熱流を低減するダイバータ設計が必要となった。さらに、重水素運転を行うため、すべてのダイバータ要素をカセットに納められるよう小型化する必要がある。本発表では、おもに、ITER相似の主プラズマ配位で実験を行うため設計された下側ダイバータの物理設計についてシミュレーション結果を中心に述べる。一般に外側ダイバータへの熱流束が大きいため、ダイバータ板の角度を垂直にするとともにドーム部の排気溝の位置を高くした「V型形状」にすることにより、ストライク点付近の中性ガス圧が増加し非接触プラズマが生成しやすい設計とした。ガスパフを行うことによりダイバータ板への最大熱負荷は8MW/m程度まで低減できる。さらに、ガスパフを増加し放射損失が増加した場合、V型形状ダイバータでは、ストライク点を高くすることにより非接触ダイバータを接触ダイバータへ戻す制御が可能であることを示した。
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：41.68(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：9.94(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：45.44(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。
Clozel, B.*; 小室 光世; 中嶋 悟*; 永野 哲志*; 正木 信行*; 林 久人*
PNC TN6410 92-004, 32 Pages, 1992/03
主に堆積岩中に胚胎する世界のウラン鉱床6地域の岩石試料について、鉱物の放射線損傷を電子スピン共鳴分光法(ESR)及びカソードルミネッセンス(CL)法によりしらべた、カオリン鉱物を含む粘土フラクション粉体のESRスペクトルには、カオリナイトに知られている放射中心と同様のシグナルが観察された。しかし、他のスメクタイトやイライト等の粘土鉱物にはこのような放射中心は認められなかった。したがって、岩石の風化や変質の際の、ウラン等の放射性元素の挙動の指標としては、カオリン鉱物が最も適している。同じ試料薄片のCL法による観察では、ウランの含有量の高い試料中の石英粒子の周縁部に、30ミクロン程度の放射線損傷リムが存在していることが観察された。このリムは、ウランの含有量が低くても年代の古い試料には存在しており、石英の堆積時から現在までの放射線被爆歴を示している。したがって、これら2つの手法は、鉱床生成時から現在にかけてのウランの2次的移動・濃集過程の解析の手段として用いることができる。
滝塚 知典; 清水 勝宏; 川島 寿人; 林 伸彦; 細川 哲成*
no journal, ,
ダイバータプラズマの構造形成とダイナミックスを粒子シミュレーションにより研究した。2次元シミュレーションにより、ドリフト効果とシース形成条件がダイバータプラズマの構造を決める重要要因であることを明らかにした。非定常シミュレーションにより、ELMにより突発的に放出された粒子と多量の粒子と熱がダイバータ板に伝搬するダイナミックスに運動論効果が大きな影響を与えることを明らかにした。
滝塚 知典; 清水 勝宏; 川島 寿人; 林 伸彦; 細川 哲成*
no journal, ,
トカマクのSOLダイバータプラズマのシミュレーションのために、原子力機構で開発されているコードシステムについて報告する。このシステムは、流体モデリングに基づくSOLダイバータプラズマを対象とするSOLDORコード,モンテカルロモデリングに基づく中性粒子を対象とするNEUT2Dコードと不純物を対象とするIMPMCコード、及びPICモデリングに基づくSOLダイバータプラズマの基礎物理を対象とするPARASOLコードにより構成されている。SOLDORとNEUT2DとIMPMCを自己無矛盾に連結したSONICコードにより、トカマクダイバータ実験解析及び次期装置ダイバータ設計を行っている。シミュレーションにより、JT-60UにおけるX点MARFEを再現した。JT-60改修装置の粒子制御性を評価した。またPARASOLコードによるシミュレーションでは、ELM崩壊で放出される熱流の過渡的挙動を調べた。
Parchamy, H.*; Peterson, B. J.*; 林 浩己*; 木島 滋; 芦川 直子*; Seo, D. C.*; 川島 寿人; JT-60チーム
no journal, ,
The calibration technique of the imaging bolometer foil gives confidence in the measured values of the plasma radiation power. In this work, we improve the accuracy of the calibration by using a new IR camera (60 Hz, 320 
240 pixels, 7.5-13 microns) in a calibration laboratory (low noise environment) with a close-up lens which provides a spatial resolution of 0.09 mm which is nearly 7 times better than the previous in situ calibration using a different IR camera. Tantalum, Ta, is offered for improved sensitivity, foil strength, and lower neutron cross-section compared to the previously used gold foil. In this paper we report, the local foil properties (the thermal diffusivity, the thermal conductivity, and the thickness) of a single graphite-coated gold foil (a nominal thickness of 2.5 microns) compared with those of a single graphite-coated tantalum foil (a nominal thickness of 5 microns) for an imaging bolometer through calibration with a He-Ne laser.
飛田 健次; 西尾 敏; 山田 政男*; 角舘 聡; 中村 博文; 林 巧; 榎枝 幹男; 鶴 大悟; 川島 寿人; 栗田 源一; et al.
no journal, ,
保守方式は核融合炉の基本構造を決定づける重要な設計因子である。高い設備利用率を実現するためには炉内機器の脱着が容易な構造でなければならない。一方、ディスラプション時に働く強大な電磁力に耐える堅牢な構造が求められるが、燃料増殖材の充填空間を十分確保したいので支持構造材は最小限にとどめたい。原型炉には、これら相反する要求を同時に満たす炉構造・保守概念が求められている。原子力機構では、既存技術又はその延長技術で実現可能なセクター一括保守概念の構築を試みている。保守の一部である搬送概念については、1セクターあたり650
750トンになる重量物を搬送するためには車輪又はローラーを用いる方式以外は考えにくいという結論に達し、今回は車輪方式の搬送機概念を具体化した。保守時には、セクター下部に設けたギャップに搬送機を導入し搬送機上部の油圧ジャッキを上げてセクター荷重を車輪で受けた後、牽引力の大きいナットボール回転ネジ方式でセクターをキャスクに引き込む。このような搬送概念の他、キャスク2重ドア,転倒力支持などセクター保守の課題を解決するための方策について報告する。
櫻井 真治; 東島 智; 川島 寿人; 芝間 祐介; 林 孝夫; 尾崎 豪嗣; 清水 勝宏; 正木 圭; 星野 克道; 井手 俊介; et al.
no journal, ,
建設が開始されたJT-60SAの実験開始初期には、下側シングルヌル閉ダイバータが設置される。CFCブロック内面へのメタライズ処理と組立部品間の隙間の厳密な管理によって、高熱負荷のダイバータ板に使用されるロウ付けモノブロックCFCターゲットの製造歩留まりを大幅に改善した。冷却水配管の取り合いを集約したダイバータカセット上にダイバータ板等の水冷プラズマ対向部が装着される。長パルスの高性能放電における中性子発生量増大により、将来的に真空容器内でのメンテナンスが制限されるため、ダイバータカセットは遠隔保守による交換が可能な設計を採用した。電磁力解析及び構造解析により、自重,冷却水圧力及び電磁力荷重に対するダイバータ各部の変形や応力は許容範囲に収まることを確認した。
井手 俊介; 相羽 信行; Bolzonella, T.*; Challis, C. D.*; 藤田 隆明; Giruzzi, G.*; Joffrin, E.*; 濱松 清隆; 林 伸彦; 本多 充; et al.
no journal, ,
One of the main goals of JT-60SA project is to achieve steady-state sustainment of a high normalized pressure (
) plasma, which is required in the ITER steady-stat operation and DEMO. Plasma control plays a key role to accomplish this goal. Assessment of capabilities in controlling key plasma parameters to access and sustain a high plasma in JT-60SA has been carried out using TOPICS with emphasis on controllability with actuators, including not only heating and current drive but also fueling and pumping system. It is confirmed that the safety factor profile can be prepared appropriately at the plasma current ramp-up phase within capability of the installed ECRF system. At the flat-top of a high and high bootstrap current plasma, it is also confirmed that the installed NB system can modify the safety factor profile and the confinement property within the planned capabilities. It is confirmed that impurity seeding in the SOL and the divertor region can maintain the heat flux within the divertor heat tolerance keeping the separatrix density level acceptable.
