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論文

大型核融合実験装置JT-60Uの解体

池田 佳隆; 岡野 文範; 逆井 章; 花田 磨砂也; 秋野 昇; 市毛 尚志; 神永 敦嗣; 清野 公広; 久保 博孝; 小林 和容; et al.

日本原子力学会和文論文誌, 13(4), p.167 - 178, 2014/12

JT-60Uを超伝導トカマクJT-60SAに改造するため、JT-60U本体を解体した。JT-60Uは18年間の重水素運転により放射化されており、このJT-60Uの解体は、放射化した核融合装置の解体として我が国初の解体であった。全ての解体品は、将来のクリアランスの適用を考慮し、線量当量率や材料、重量などのデータを記録した。切断技術や保管技術などは、効率的に解体を行うための鍵であった。解体に要した人工数や解体品の放射化レベルなど、他の核融合装置で解体を行う際に有用となる情報を報告する。

論文

Safe disassembly and storage of radioactive components of JT-60U torus

池田 佳隆; 岡野 文範; 花田 磨砂也; 逆井 章; 久保 博孝; 秋野 昇; 千葉 真一; 市毛 尚志; 神永 敦嗣; 清野 公広; et al.

Fusion Engineering and Design, 89(9-10), p.2018 - 2023, 2014/10

 被引用回数:2 パーセンタイル:73.24(Nuclear Science & Technology)

JT-60U本体の解体は、18年間の重水素運転の後、2009年から開始し、2012年10月に終了した。JT-60本体は電磁力に耐えるため複雑で溶接構造を有しており、機器は放射化している。本解体作業は、日本で初めての放射化した核融合装置の解体であり、注意深く実施された。約3年間で、約41,000人日の作業を行い、解体品総数は約13000個、総重量は5400トンに達した。全ての解体品は線量当量率等の測定を行っており、ほとんどの解体品は、将来、クリアランス検認を行えば、非放射化物となると期待できる。この解体が終了し、JT-60SAの組立が2013年1月から開始した。

報告書

JT-60解体放射化物の収納保管管理; 保管容器等による放射化物の保管

西山 友和; 三代 康彦; 岡野 文範; 笹島 唯之; 市毛 尚志; 神永 敦嗣; 宮 直之; 助川 篤彦; 池田 佳隆; 逆井 章

JAEA-Technology 2014-006, 30 Pages, 2014/03

JAEA-Technology-2014-006.pdf:4.87MB

臨界プラズマ試験装置(JT-60)では、超伝導コイルを用いるJT-60SAに改修するため、JT-60本体装置及び周辺設備を解体した。JT-60の解体品のほとんどが放射化物であり、大型構造物を除いた約1,100トン、約11,500点の解体品については、輸送用コンテナを利用した保管容器及び密閉容器と呼ばれる専用容器に収納し放射化物保管設備に保管した。これらの放射化物の運搬及び保管においては、1点毎に放射線障害防止法に定められた測定や記録などの管理が必要である。約11,500点にも及ぶ大量の放射化物の管理を確実に実施し、効率よく保管容器等に収納保管するために、バーコードタグ等を用いた管理方法や収納作業手順等を構築し収納保管作業を実施した。本報告書では、放射化物としてJT-60解体品を保管容器及び密閉容器に収納し、放射化物保管設備に保管する、一連の収納保管管理作業について報告する。

報告書

JT-60本体装置及び本体付帯設備の解体

岡野 文範; 市毛 尚志; 三代 康彦; 神永 敦嗣; 笹島 唯之; 西山 友和; 柳生 純一; 石毛 洋一; 鈴木 宏章; 小室 健一; et al.

JAEA-Technology 2014-003, 125 Pages, 2014/03

JAEA-Technology-2014-003.pdf:13.32MB

臨界プラズマ試験装置(JT-60)のトカマク本体及び周辺設備の解体(総重量として約5,400トン)は、平成21年度から着手し平成24年度(平成24年10月)に完遂した。JT-60は、日欧共同で進めるサテライト・トカマク計画として、長パルス化と高圧力プラズマを目指した超伝導核融合実験装置JT-60SAに改修するため、JT-60トカマク本体及び周辺設備を解体・撤去する必要があった。JT-60解体は、核融合実験装置として放射線障害防止法に基づいて実施した唯一のものである。解体にあたり、トロイダル磁場コイル(TFコイル)の補強溶接部の切断と真空容器の2分割は、工程的,技術的に大きな課題であったが、それぞれの解決策を見出して作業を進め、平成24年10月に3年にわたる解体を無事故・無災害で完遂することができた。本報告書は、JT-60本体装置及び本体付帯設備の解体について詳細をまとめたものである。

報告書

JT-60トカマク解体の完遂

岡野 文範; 池田 佳隆; 逆井 章; 花田 磨砂也; 市毛 尚志; 三代 康彦; 神永 敦嗣; 笹島 唯之; 西山 友和; 柳生 純一; et al.

JAEA-Technology 2013-031, 42 Pages, 2013/11

JAEA-Technology-2013-031.pdf:18.1MB

臨界プラズマ試験装置(JT-60)の本体解体(総重量として約6200トン)に平成21年度から着手し、平成24年度(平成24年10月)に完遂した。JT-60は、日欧共同で進めるサテライト・トカマク計画として、長パルス化と高圧力プラズマを目指した超伝導核融合実験装置JT-60SAに改修するため、JT-60トカマク本体及び周辺設備を解体・撤去する必要があった。JT-60解体は、核融合実験装置として放射線障害防止法に基づいて実施した最初のケースである。具体的な解体作業では、トロイダル磁場コイル(TFコイル)の補強溶接部の切断と真空容器の2分割が、工程的、技術的に大きな課題であったが、それぞれの解決策を見いだして作業を進め、平成24年10月に3年にわたる解体を無事故・無災害で完遂することができた。本報告書は、JT-60解体の概要を本体装置中心に解体全般についてまとめたものである。

論文

The Characteristics of the internal transport barrier under reactor relevant conditions in JT-60U weak shear plasmas

竹永 秀信; 大山 直幸; 浦野 創; 坂本 宜照; 朝倉 伸幸; 神谷 健作; 三代 康彦; 西山 友和; 笹島 唯之; 正木 圭; et al.

Nuclear Fusion, 49(7), p.075012_1 - 075012_11, 2009/07

 被引用回数:8 パーセンタイル:61.21(Physics, Fluids & Plasmas)

JT-60Uにおいて弱磁気シアプラズマの内部輸送障壁(ITB)特性を、周辺粒子供給・電子加熱といった炉心条件下で調べた。最初に、高磁場側ペレット又は超音速分子ビーム(SMBI)のITB特性への影響を調べた。ペレットやSMBIによる周辺粒子供給でも中心のイオン温度は減少しており、減少幅はITB内側で増加した。入射周波数や侵入長を最適化することにより、減少したイオン温度が回復し高いペデスタル圧力と強いITBが維持された。その結果、周辺粒子供給でも、高密度領域において高閉じ込め状態を維持することに成功した。次に、電子サイクロトロン加熱による電子加熱時のITB特性を調べた。電子温度分布の硬直性が強い場合に、電子サイクロトロン加熱によりイオン温度ITBの劣化が観測された。この時、イオンの熱拡散係数は電子の熱拡散係数とともに増加しており、イオンと電子の熱輸送の関連を示している。一方、電子温度分布の硬直性が弱い場合には、イオン温度ITBは変化しないか、もしくはさらに成長することが観測された。イオン温度ITBが変化しない場合はイオン・電子の熱拡散係数の変化はともに小さく、イオンITBがさらに成長した時はイオン・電子の熱拡散係数はともに低減した。密度揺動レベルの変化は小さいが、イオン温度ITBが劣化する場合は密度揺動の径方向相関長が長く、変化しない場合は短くなっていることが観測された。このことは、密度揺動の変化を通してITBの特性が変化していることを示唆している。

論文

Characteristics of internal transport barrier under reactor relevant condition in JT-60U weak shear plasmas

竹永 秀信; 大山 直幸; 浦野 創; 坂本 宜照; 神谷 健作; 三代 康彦; 西山 友和; 笹島 唯之; 正木 圭; 神永 敦嗣; et al.

Proceedings of 22nd IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2008) (CD-ROM), 8 Pages, 2008/10

JT-60Uの弱磁気シアプラズマにおいて炉心条件である周辺粒子供給と電子加熱条件下での内部輸送障壁(ITB)特性を調べた。高磁場側ペレット又は超音速分子ビーム(SMBI)による周辺粒子供給により、高密度領域において高閉じ込め状態を維持することに成功した。周辺粒子供給でも中心のイオン温度は減少しており、減少幅はITB内側で増加している。SMBIの場合、このITB内側でのイオン温度減少幅の増加は、パワーバランス解析から評価したイオンの熱拡散係数を用いて計算した冷熱パルスの伝搬で説明可能であった。入射周波数や侵入長を最適化することにより、減少したイオン温度が回復し高いペデスタル圧力と強いITBが維持されている。イオン温度ITBの劣化は、電子温度分布の硬直性が強い場合に電子サイクロトロン加熱時にも観測されている。この時、イオンの熱拡散係数は電子の熱拡散係数とともに増加しており、イオンと電子の熱輸送の関連を示している。一方、電子温度分布の硬直性が弱い場合には、イオン温度ITBは変化しないか、もしくはさらに成長することが観測された。密度揺動レベルの変化は小さいが、イオン温度ITBが劣化する場合は密度揺動の径方向相関長が長く、変化しない場合は短くなっていることが観測された。このことは、密度揺動の変化を通してITBの特性が変化していることを示唆している。

論文

Tokamak machine monitoring and control system for JT-60

三代 康彦; 柳生 純一; 西山 友和; 本田 正男; 市毛 尚志; 神永 敦嗣; 笹島 唯之; 新井 貴; 逆井 章

Fusion Engineering and Design, 83(2-3), p.337 - 340, 2008/04

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

JT-60本体制御設備は、JT-60の主要な構造物,付属設備の健全な運転を維持することを主な目的としている。各設備の運転状態をグラフィックパネル,計器,レコーダーと画面表示により情報をオペレーターに提供し、実験運転中において異常時には、実験シーケンスの停止コマンドを全系制御設備に出力する。その機能構成は、機器の起動・停止,警報及び保護回路をハードワイヤード回路で行う「シーケンス制御」,計装信号及び詳細な装置の運転状態を計算機で処理する「CAMACシステム」及び運転監視上必要とされる計装信号を光伝送し中央制御盤に指示・記録する「多重信号処理回路(STU)」から成る。一方、JT-60本体装置は、製造から20年以上経過し老朽化が進んでおり、特にトロイダル磁場コイル(TFC)の冷却配管の不具合が起きている。これに対処するため、光ファイバー温度測定器を用いてコイル内部の温度管理を行うシステムを増設した。これにより、TFCの健全な運転を保持している。さらに、全系制御設備と本システムをLANで接続し、温度データによる冷却所要時間の算出とインターロック動作で、運転に対する信頼性と運転効率の向上を図った。

論文

Response of fusion gain to density in burning plasma simulation on JT-60U

竹永 秀信; 久保 博孝; 末岡 通治; 川俣 陽一; 吉田 麻衣子; 小林 進二*; 坂本 宜照; 飯尾 俊二*; 下村 浩司*; 市毛 尚志; et al.

Nuclear Fusion, 48(3), p.035011_1 - 035011_6, 2008/03

 被引用回数:2 パーセンタイル:88.51(Physics, Fluids & Plasmas)

JT-60Uでは、DT核融合反応率の温度依存性を考慮した燃焼模擬実験手法を開発してきた。ここでは、密度とイオン温度の実時間計測値を用いてアルファ加熱模擬用の加熱パワーを計算している。核融合炉での燃料密度制御による燃焼制御性を解明するために、模擬外部加熱パワー一定のもとでの模擬核融合増倍率の密度に対する応答を調べた。イオン温度10$$sim$$20keVでの温度依存性に相当するイオン温度の2乗に比例する核融合反応率を仮定した場合には、密度の2乗より強い模擬核融合増倍率の密度依存性を観測した。1.5次元輸送コードの解析により、この強い密度依存性は閉じ込め特性の変化と圧力分布の変化により引き起こされていることを明らかにした。一方、イオン温度40$$sim$$100keVでの温度依存性に相当するイオン温度に依存しない核融合反応率を仮定した場合には、閉じ込め特性の変化や圧力分布の変化によらず模擬核融合増倍率は密度の2乗に比例した。

論文

Burn control simulation experiments in JT-60U

下村 浩司*; 竹永 秀信; 筒井 広明*; 三又 秀行*; 飯尾 俊二*; 三浦 幸俊; 谷 啓二; 久保 博孝; 坂本 宜照; 平塚 一; et al.

Fusion Engineering and Design, 82(5-14), p.953 - 960, 2007/10

 被引用回数:2 パーセンタイル:78.08(Nuclear Science & Technology)

燃焼プラズマの制御性を明らかにするために、JT-60Uにおいて自己加熱模擬用と外部加熱模擬用の2つのNBグループを用いた燃焼制御模擬実験を行った。自己加熱模擬用では、中性子発生率に比例して加熱パワーを入射した。外部加熱模擬用では、蓄積エネルギー帰還制御を適用した。ELMy Hモード及び負磁気シアプラズマとも、自己加熱模擬用NBパワーが増加した場合には、外部加熱模擬用NBパワーが減少することにより蓄積エネルギーは一定に維持された。しかしながら、負磁気シアプラズマでは、ELMy Hモードプラズマと比べて外部加熱模擬用NBパワーの変動は大きく、制御裕度を大きくとる必要がある。両プラズマでの違いの原因を明らかにするために、非定常輸送解析コードTOPICSに燃焼制御模擬ロジックを組み込んだ。実験データから評価された実効的な粒子拡散係数と熱拡散係数を用いて計算を行った結果、負磁気シアプラズマで外部加熱模擬用NBパワーの振動が大きくなることは再現できなかった。また、熱拡散係数が温度依存性を持つと仮定した場合でも、外部加熱模擬用NBパワーの振動が大きくなることは観測されなかった。拡散係数の違い及びその温度依存性では両プラズマでの実験結果の違いを説明できないと考えられる。

報告書

スクリュー式ペレット生成器を用いたペレット入射装置の開発; 高周波数長時間連続ペレットのためのペレット生成機構の改良と試験結果

市毛 尚志; 本田 正男; 佐々木 駿一; 竹永 秀信; 松沢 行洋; 芳賀 三郎; 石毛 洋一

JAEA-Technology 2007-037, 16 Pages, 2007/07

JAEA-Technology-2007-037.pdf:2.91MB

臨界プラズマ試験装置(JT-60U)では、密度制御性の向上及び2003年度から開始した長時間放電($$leq$$65秒)に対応するため、ペレット入射装置の高周波数化・長時間化を進めた。従来の装置では、ピストン式ペレット生成器のペレット押し出し速度と容量により、それぞれ入射周波数と入射時間が制限されていた。そこで、高速でペレットの連続生成が可能であり、ほかの核融合実験装置で運転実績のあるスクリュー式ペレット生成器(ロシア製)を既存のペレット入射装置に適用,設置した。改造作業の効率等の観点からペレット入射装置本体の一部をJT-60本体室から移設した後、スクリュー式への交換を行いペレット棒の連続生成試験を実施した。燃料に重水素ガスを使用した試験の結果、JT-60Uで使用するのに十分なスクリュー式ペレット生成器の連続生成機能(330秒以上)を確認した。

論文

Burn control study using burning plasma simulation experiments in JT-60U

竹永 秀信; 三浦 幸俊; 久保 博孝; 坂本 宜照; 平塚 一; 市毛 尚志; 米川 出*; 川俣 陽一; 飯尾 俊二*; 坂本 隆一*; et al.

Fusion Science and Technology, 50(1), p.76 - 83, 2006/07

 被引用回数:3 パーセンタイル:71.07(Nuclear Science & Technology)

JT-60Uにおいて、自律性が強い燃焼プラズマの制御性を明らかにするために、自己加熱模擬用と外部加熱模擬用の2つのNBグループを用いた核燃焼模擬実験を行った。自己加熱模擬用では、実時間制御システムを用いてDD反応による中性子発生率に比例して加熱パワーを入射した。外部加熱模擬用では、蓄積エネルギー帰還制御を自己加熱模擬と同時に適用可能なように制御系を改良した。ELMy Hモードプラズマに、外部加熱模擬用NBパワー一定の下で自己加熱模擬を適用した場合には、自己加熱模擬用の比例定数を大きくすることにより、中性子発生率と加熱パワーの増加ループが発生し、蓄積エネルギーも増加した。蓄積エネルギー帰還制御を自己加熱模擬と同時に適用した場合には、自己加熱模擬用NBパワーが増加しても、蓄積エネルギー帰還制御により外部加熱模擬用NBパワーが減少し、蓄積エネルギーは一定に制御された。0次元モデル計算により、自己加熱模擬用の比例定数を大きくすることは閉じ込め性能が高くなった場合を模擬していることを示した。また、同計算により、蓄積エネルギー帰還制御を行った場合、Q=5では十分な制御性が確保されているが、Q=30では制御性が小さいことが示された。このことは、実験結果と矛盾しない。

論文

スクリュー式生成方式を用いたペレット入射装置の改造

市毛 尚志; 平塚 一; 竹永 秀信; 松沢 行洋; 芳賀 三郎; 宮 直之

第17回分子科学研究所技術研究会報告集(CD-ROM), 4 Pages, 2006/03

現在のJT-60プラズマ放電時間は最大65秒まで可能だが、ペレットの連続入射時間は最大5秒間に制限されている。そこで、プラズマ放電時間に対応するために連続ペレット生成が可能なスクリュー式生成方式を採用することにした。現在は、既設ペレット入射装置にスクリュー式ペレット生成器を組み込むため、スクリュー式ペレット生成器及び既設ペレット入射装置の性能等の整合性,互換性を図る改造を行っているところである。本研究会では、既設ペレットの改造の概要とスクリュー式ペレット生成器の構造及びその生成試験結果について報告する。

論文

Impacts of particle fuelling on confinement and pedestal parameter in JT-60U

竹永 秀信; 大山 直幸; 浦野 創; 神谷 健作; 三代 康彦; 西山 友和; 笹島 唯之; 正木 圭; 平塚 一; 市毛 尚志; et al.

Europhysics Conference Abstracts (CD-ROM), 30I, 4 Pages, 2006/00

核融合炉では、高密度にて高閉じ込め状態を実現することが必要であり、そのためには高効率・高信頼性の粒子供給システムの確立が重要である。本発表では、ペレット入射及びガスパフによる粒子供給時のプラズマ閉じ込めとペデスタル特性、及び新粒子供給装置(改良ペレット入射装置,ガスジェット装置)の開発について報告する。高磁場側ペレット入射では、ペレットの侵入長は、${it $lambda$/a}$=0.1-0.3と評価された。この侵入距離は、中性ガス遮蔽モデルによるペレット溶発の計算結果より長く、ペレット溶発雲のドリフトを考慮したSMARTモデルの計算と一致した。高$$beta$$${it pH}$モードプラズマに高磁場側からペレットを入射した結果、${it n$_{e}$/n$_{GW}$}$ $$sim$$0.7で${it H$_{89PL}$}$ $$sim$$2を得た。一方、ガスパフを使用した場合は、$$n_{e}/n_{GW}>$$0.6で$$H_{89PL}$$は1.6以下に低下した。ペデスタル圧力もペレット入射時の方が高い。ガスパフの有無に対しては、ペレット入射によるコールドパルスの伝搬にも違いが見られた。ガスパフ無しの場合は、内部輸送障壁で温度低下量の増加が観測されたが、その内側にはコールドパルスが伝搬しなかった。ガスパフ有りの場合は、中心部までコールドパルスの伝搬が観測され、温度分布の硬直性が強い。さらに、ペレット入射装置の長時間化,カダラッシュ研究所との研究協力にて設置したガスジェット装置の開発について報告する。

論文

Advanced fusion technologies developed for JT-60 superconducting Tokamak

逆井 章; 石田 真一; 松川 誠; 秋野 昇; 安藤 俊就*; 新井 貴; 江里 幸一郎; 濱田 一弥; 市毛 尚志; 礒野 高明; et al.

Nuclear Fusion, 44(2), p.329 - 334, 2004/02

超伝導トカマク装置へのJT-60改修が計画されている。原型炉に繋がる先進的な核融合技術として、JT-60改修装置(JT-60SC)の設計のために超伝導マグネット技術やプラズマ対向機器を開発した。JT-60SCの超伝導トロイダル磁場コイル用として、高い臨界電流密度を可能とする、高い銅比4のニオブアルミ超伝導素線を新規に開発し、量産化に成功した。この素線と、突合せ溶接で作った全長30mの丸穴四角のステンレス製コンジットを用いて、実機サイズのケーブル・イン・コンジット導体を製作した。この導体を使用して、リアクト&ワインド法(熱処理後に巻線作業を行う製作方法)を実証するR&Dを進めている。ニオブアルミ導体の歪み劣化が小さいことを利用したこの製作方法は、将来の大型コイル製作の技術的な信頼性向上と低コストに繋がる先進的な超伝導技術として注目されている。JT-60SCのダイバータへの熱負荷10-15MW/m$$^{2}$$に耐える機器として、スクリュウ管を銅製ヒートシンクに設け、これと炭素繊維複合材,緩衝材を一体ロウ付けすることで、良好なプラズマ対向機器を開発した。電子ビーム照射試験により、この対向機器は従来のスワール管の場合と比較して約1.5倍の高い熱伝達率を達成することを明らかにした。

論文

Advanced fusion technologies developed for JT-60 superconducting Tokamak

逆井 章; 石田 真一; 松川 誠; 秋野 昇; 安藤 俊就*; 新井 貴; 江里 幸一郎; 濱田 一弥; 市毛 尚志; 礒野 高明; et al.

Nuclear Fusion, 44(2), p.329 - 334, 2004/02

 被引用回数:7 パーセンタイル:72.47(Physics, Fluids & Plasmas)

超伝導トカマク装置へのJT-60改修が計画されている。原型炉に繋がる先進的な核融合技術として、JT-60改修装置(JT-60SC)の設計のために超伝導マグネット技術やプラズマ対向機器を開発した。JT-60SCの超伝導トロイダル磁場コイル用として、高い臨界電流密度を可能とする、高い銅比4のニオブアルミ超伝導素線を新規に開発し、量産化に成功した。この素線と、突合せ溶接で作った全長30 mの丸穴四角のステンレス製コンジットを用いて、実機サイズのケーブル・イン・コンジット導体を製作した。この導体を用いて、リアクト&ワインド法(熱処理後に巻線作業を行う製作方法)を実証するR&Dを進めた。ニオブアルミ導体の歪み劣化が小さいことを利用したこの製作方法は、将来の大型コイル製作の技術的な信頼性向上と低コストに繋がる先進的な超伝導技術として注目されている。JT-60SCのダイバータへの熱負荷10-15MW/m$$^{2}$$に耐える機器として、スクリュウ管を銅製ヒートシンクに設け、これと炭素繊維複合材、緩衝材を一体ロウ付けすることで、良好なプラズマ対向機器を開発した。電子ビーム照射試験により、この対向機器は従来のスワール管の場合と比較して約1.5倍の高い熱伝達率を達成することを明らかにした。

論文

JT-60固体燃料切断装置電源の改良

市毛 尚志; 平塚 一; 本田 正男; 宮 直之

平成14年度東京大学総合技術研究会技術報告集, p.2_91 - 2_93, 2003/03

JT-60に使用している遠心加速方式ペレット入射装置は、平成8年に開発を開始してから現在まで実験に使用してきた。しかし、平成14年6月のJT-60実験運転において固体燃料(ペレット)を射出できなくなる不具合が発生した。調査の結果、固体燃料切断装置の燃料切断・装填用プランジャの励磁コイル焼損と励磁コイルが高温になった場合に電源の出力を停止するための保護装置(電源内部に設置され、バイメタルを内蔵したサーマルプロテクタ)のバイメタルの接点が溶着している事が判明した。励磁コイルは真空槽内に設置されており、励磁コイルの絶縁被覆(ポリアミドイミド)の寿命により焼損したと思われる。また、保護装置については、切断装置本体の構造変更により励磁コイルの温度が高い状態が繰り返され寿命に至ったと思われる。本保護装置は励磁コイル焼損を防ぐ目的から故障しにくい構造にする必要がある。そこで、バイメタルを使用しない一方式による電源に改良することとした。本研究会においては、電源の改良内容と今後の予定について報告する。

報告書

高速動作ゲートバルブの開発

平塚 一; 市毛 尚志; 木津 要; 本田 正男; 宮 直之

JAERI-Tech 2002-076, 37 Pages, 2002/10

JAERI-Tech-2002-076.pdf:2.53MB

臨界プラズマ試験装置では、遠心加速方式ペレット入射装置を用いて重水素ペレットの連続入射による高密度プラズマの実験運転を行っているが、プラズマの状態によりペレット入射の停止や入射個数制御が要求されている。その手法として高速シャッター弁による動作が有効である。しかし、従来の高速シャッター弁は、その動作速度や真空性能に問題があったため、飛行ペレットの停止,ペレット入射個数制御及び真空維持などのシャッター機能及び真空シール機構を有するゲートバルブを開発した。開発した高速動作ゲートバルブは、衝撃吸収タイプの電磁弁構造適用により、気密性1$$times$$10-8Pam$$^{3}$$/s以下、弁体ストローク20mm以上及び動作応答時間100ms以下の仕様を満足する結果を得た。この結果、遠心加速方式ペレット入射装置に適用可能であることが確認された。

論文

Gas and pellet injection systems for JT-60 and JT-60U

木津 要; 平塚 一; 三代 康彦; 市毛 尚志; 笹島 唯之; 西山 友和; 正木 圭; 本田 正男; 宮 直之; 細金 延幸

Fusion Science and Technology (JT-60 Special Issue), 42(2-3), p.396 - 409, 2002/09

 被引用回数:4 パーセンタイル:67.14(Nuclear Science & Technology)

この論文では、JT-60のガス及びペレット入射システムの開発と運転について述べている。ガス注入システムの主要機器であるガス注入バルブは、積層型圧電素子を用いて開発した。このシステムの最大流速は43.3Pam$$^{3}$$/sである。このバルブは、JT-60真空容器内を大気圧にすることなく修理と調整ができるように調整機構を大気側に備えている。ペレット入射システムでは圧空加速式と遠心加速式の2種類の入射方式を開発してきた。圧空式は1988年当時の世界最高記録である2.3km/sのペレット速度を達成した。一方、遠心式は1998年に開発され、40個の2.1mm角立方体ペレットを1$$sim$$10Hzで0.1$$sim$$1.0km/sの速度で連続的に射出可能である。1999年には高磁場側(上側)入射用のガイド管を開発し、ペレット入射実験を2000年より開始した。加えて高磁場側(水平)入射のためのガイド管を新規に2001年3月に開発した。

論文

Development of the guide tube for magnetic high field side pellet injection

木津 要; 笹島 唯之; 正木 圭; 平塚 一; 市毛 尚志; 本田 正男; 宮 直之

Journal of Plasma and Fusion Research SERIES, Vol.5, p.446 - 449, 2002/00

JT-60Uでは、ペレットによる燃料粒子補給効率を向上させるために、高磁場側上側入射(HFS(top))用ペレット輸送管を開発した。輸送管は全長15m,内径5mm,最小曲率半径600mmで、JT-60U真空容器の上部ポートに接続した。(1)輸送管内でのペレットの破壊が220m/sより速くなると顕著になること,(2)220m/s以下で輸送管を通過したペレットのサイズは射出時の80%程度に減少することが観測された。上記の結果に対して簡単なモデルを適用し、ペレットが壁へ垂直に衝突しても破壊しない最大速度を見積もったところ、15m/sであることがわかった。これより、100m/sより遅いペレットであれば、200mmの曲率半径の輸送管を通過できると予想された。そこで、2000年12月に、より粒子補給効率が高いと考えられる新しい高磁場側水平入射(HFS(mid))用ペレット輸送管を開発し、JT-60Uに設置した。

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