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論文

ITER vacuum vessel, in-vessel components and plasma facing materials

伊尾木 公裕*; Barabash, V.*; Cordier, J.*; 榎枝 幹男; Federici, G.*; Kim, B. C.*; Mazul, I.*; Merola, M.*; 森本 将明*; 中平 昌隆*; et al.

Fusion Engineering and Design, 83(7-9), p.787 - 794, 2008/12

 被引用回数:18 パーセンタイル:21.32(Nuclear Science & Technology)

本論文はITER真空容器,ブランケット・リミタなど炉内機器、及びダイバータに関する活動状況について報告する。主な成果は以下の通りである。(1)真空容器の設計は製作性,組立工程,コストを考慮してより詳細な設計を実施した。参加極の協力のもと実施された製作性研究の結果、通常の真空容器セクター設計がほぼ完了した。(2)6極のブランケットモジュール調達分担が決まり、ブランケットモジュール設計は参加極の協力により進展した。事前評価試験のためのモックアップの製作が進んでおり、2007年から2008年にかけて試験される予定である。(3)ダイバータに関する活動もITERプロジェクトスケジュールに従い、調達に向けて進展した。

論文

Design progress of the ITER in-wall shielding

森本 将明; 伊尾木 公裕; 寺澤 充水; Utin, Y.*

Fusion Science and Technology, 52(4), p.834 - 838, 2007/11

 被引用回数:1 パーセンタイル:87.9(Nuclear Science & Technology)

壁内遮蔽は、ITER真空容器の二重壁間に設置される。主な目的は中性子遮蔽とトロイダルリップルの低減である。このためにボロン1$$sim$$2%添加ステンレス鋼とフェライト鋼SS430が用いられる。最近の真空容器の設計進捗に適合するように壁内遮蔽の設計を見直した。その際、延性に乏しいボロン添加鋼に過大な力がかからないよう、構造を工夫した。また、想定される真空容器の製作誤差に対し、確実に組立ができるよう、部材の寸法や、部材間のギャップを決定した。ディスラプション時に作用する電磁力が極小になるように遮蔽体の構造や固定方法を工夫した。電磁力解析の結果、遮蔽体に作用する電磁力は十分に小さいことがわかり、設計の妥当性が裏付けられた。また、フェライト鋼に作用する静磁力も電磁力解析により求めた。これらの電磁力荷重に対し構造解析を実施し、応力が許容値を下回ることを確認した。以上の検討により、シンプルで強固な遮蔽体を設計することができた。

論文

Six-party qualification program of FW fabrication methods for ITER blanket module procurement

伊尾木 公裕; Elio, F.*; Barabash, V.*; Chuyanov, V.*; Rozov, V.*; Wang, X.*; Chen, J.*; Wang, L.*; Lorenzetto, P.*; Peacock, A.*; et al.

Fusion Engineering and Design, 82(15-24), p.1774 - 1780, 2007/10

 被引用回数:11 パーセンタイル:35.43(Nuclear Science & Technology)

2005年12月にITER機器の調達分担がまとめられ、第一壁では性能評価試験の必要性が、規定された。これに基づいて、主要な内容とマイルストンを定めた「調達計画」が策定されている。中国,EU,日本,韓国,ロシア,USの6極による、1700枚の第一壁パネルの製作を考えると性能評価のための試験は不可欠である。性能評価のためのモックアップは80$$times$$240$$times$$81mm(3枚のBeタイル)の大きさで、EUとUSの試験設備を用いて熱負荷試験を行う。ITER第一壁の熱負荷条件は最大0.5MW/m$$^{2}$$(定常)$$times$$30,000回である。標準化された方法により機械強度試験も行う。試験結果が所定の条件を満足した極のみが、ITER第一壁の調達を行うこととなる。セミ・プロトタイプの製作もITER実機の製造前に行う予定である。

論文

Design progress of the ITER vacuum vessel sectors and port structures

Utin, Y.*; 伊尾木 公裕; Alekseev, A.*; Bachmann, C.*; Cho, S. Y.*; Chuyanov, V.*; Jones, L.*; Kuzmin, E.*; 森本 将明; 中平 昌隆; et al.

Fusion Engineering and Design, 82(15-24), p.2040 - 2046, 2007/10

 被引用回数:2 パーセンタイル:79.78(Nuclear Science & Technology)

ITER真空容器の最近の設計進捗を報告する。ITERが建設段階に移行するに伴い、真空容器の設計は、さらなる高性能化に加え、製作性向上とコスト低減に着目して進められている。真空容器の代表的なセクターである第一セクターの設計は、製作性検討の成果を取り込むことで、ほぼ完成に近づいている。他のセクターも、中性粒子入射装置との取り合いポートを有する第二,第三セクターを中心に設計を進めている。真空容器壁内遮蔽については、概念設計を改良し、より詳細な設計を進めている。真空容器設計と平行して、ポートの設計も進行中である。特に、中性粒子入射ポートは、中性粒子からの熱負荷を除去する高熱負荷機器の設計進捗が顕著である。これらの設計は、構造解析によって健全性が確認されている。

報告書

Studies on representative disruption scenarios, associated electromagnetic and heat loads and operation window in ITER

藤枝 浩文; 杉原 正芳*; 嶋田 道也; Gribov, Y.*; 伊尾木 公裕*; 河野 康則; Khayrutdinov, R.*; Lukash, V.*; 大森 順次; 閨谷 譲

JAEA-Research 2007-052, 115 Pages, 2007/07

JAEA-Research-2007-052.pdf:3.58MB

ITERのディスラプション時に炉内構造物や真空容器に働く電磁力や熱負荷などの影響を調べた。DINAコードにより、幾つかの代表的ディスラプションシナリオを設定した。これらのシナリオに対して、3次元有限要素法により電磁力評価を行った。その結果、電磁力は許容範囲にあることが確認されたが、そのマージンはそれほど大きくない。次に垂直位置移動現象(VDE)時や熱クエンチ時の炉内構造物への熱負荷を求めた。さらに、2次元熱伝導コードを用いてベリリウム第一壁及びタングステンダイバータバッフルの浸食量を求めた。この結果、VDE発生時の浸食量は小さく、熱クエンチ時の浸食量は上方VDE発生時で約170$$mu$$m/event(Be)、下方VDE発生時で約240$$mu$$m/event(W)となり相当に大きい。ITERでは、これらVDEは移動時間に0.5秒程度を要するため、その間に大量ガス注入などの影響緩和手段を講じることが十分に期待できる。一方、中心位置ディスラプションでは、ディスラプション発生予測と緩和に失敗する確率をゼロにすることができないため、上部ベリリウム第一壁の浸食量は約(30-100)$$mu$$m/eventとなり、発生予測・緩和の失敗回数を数十回程度に抑える必要がある。

論文

ITER limiters moveable during plasma discharge and optimization of ferromagnetic inserts to minimize toroidal field ripple

伊尾木 公裕; Chuyanov, V.*; Elio, F.*; Garkusha, D.*; Gribov, Y.*; Lamzin, E.*; 森本 将明; 嶋田 道也; 杉原 正芳; 寺澤 充水; et al.

Proceedings of 21st IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2006) (CD-ROM), 8 Pages, 2007/03

ITERの真空容器と容器内構造物について2つの重要な設計改善が行われた。一つはプラズマ放電中に位置調整可能なリミタの導入であり、もう一つはトロイダル磁場リップルをさらに軽減するための、強磁性体挿入物の配置最適化である。新しいリミタ設計では、プラズマがダイバータ配置になると、リミタを約8cm引っ込ませることができる。これにより、デスラプションやELMなどによる熱負荷を軽減し、また、ICRHのカップリングを改善できる可能性がある。強磁性体挿入物については、真空容器水平ポートにおけるNB用と通常のものとの配置の相違による複雑さのため、この周辺で設置していなかった。しかしながら、そのため、1%という比較的大きいリップル,約10mmの磁力線の波打があることが明確となり、強磁性体挿入物を追加することとした。

論文

Disruption scenarios, their mitigation and operation window in ITER

嶋田 道也; 杉原 正芳; 藤枝 浩文*; Gribov, Y.*; 伊尾木 公裕*; 河野 康則; Khayrutdinov, R.*; Lukash, V.*; 大森 順次

Proceedings of 21st IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2006) (CD-ROM), 8 Pages, 2007/03

改訂された物理指針に沿った代表的なディスラプション・シナリオ数例に基づいて、DINAコードを用いてディスラプションのシミュレーションを行い、三次元の有限要素法コードを用いて電磁力解析を行った。その結果、渦電流とハロー電流による電磁力には裕度があるものの、裕度は小さいことを明らかにした。またプラズマの垂直方向移動及び熱クェンチに伴う第一壁の熱負荷の解析も進めた。プラズマの垂直移動の間にはベリリウム壁は溶融しないが、熱クェンチの際に溶融する。しかしながら、信頼性の高い計測、及び大量ガス入射などによる緩和によってディスラプションの影響を大幅に軽減できる。軽減できなかった場合の10mm厚のベリリウム壁の溶融は、ディスラプション一回あたり30$$mu$$m以下であると予測される。

報告書

Analyses of heat load in ITER NBI duct and neutron streaming through pressure relief line

佐藤 聡; 山内 通則; 西谷 健夫; 伊尾木 公裕; 飯田 浩正; 片岡 良之

JAEA-Technology 2006-032, 91 Pages, 2006/03

JAEA-Technology-2006-032.pdf:12.8MB

国際熱核融合実験炉ITERでは、NBIダクトの構造及び熱水力設計のために、プラズマ近傍に設置されるNBIダクト内壁の熱負荷分布が重要である。その熱負荷は、NBIダクト壁中の核発熱とプラズマからの制動輻射やライン輻射によるNBIダクト内壁表面の表面熱流束からなり、MCNP-4CコードとFENDL-2ライブラリーを使用して3次元モンテカルロ輸送計算によりその分布を評価した。その結果、中性子及び$$gamma$$線による核発熱率は、プラズマに面する壁,プラズマに面しない壁ともに最大で5$$sim$$7MW/m$$^3$$、プラズマからの制動輻射及びライン輻射による表面熱流束は、プラズマに面する壁で0.17$$sim$$0.18MW/m$$^2$$、プラズマに面しない壁で0.02$$sim$$0.03MW/m$$^2$$となった。一方、真空容器内圧力抑制系の真空境界として取り付けられている圧力逃し用破裂盤は、圧力抑制系の中性子ストリーミングにより放射化し、ITER停止時の保守作業を困難にする恐れがある。簡易ストリーミング計算と放射化計算によりその放射化レベルを評価した結果、圧力抑制系の構造を1辺1.2m以上の矩形断面とし、圧力抑制系の第1脚が3m以上、配管の屈曲数が1回以上あれば、保守作業時に破裂盤周辺の空間線量率を制限値である10$$mu$$Sv/hより低くできることがわかった。

論文

Selection of design solutions and fabrication methods and supporting R&D for procurement of ITER vessel and FW/blanket

伊尾木 公裕*; Elio, F.*; 丸山 創; 森本 将明*; Rozov, V.*; Tivey, R.*; Utin, Y.*

Fusion Engineering and Design, 74(1-4), p.185 - 190, 2005/11

 被引用回数:5 パーセンタイル:62.08(Nuclear Science & Technology)

ITERでは真空容器の発注仕様書の準備が進行している。また、真空容器及び第一壁・ブランケット設計についても進展があった。例えば、インボードの上部及び下部においては、えび管に代わり3次元プレスの採用があり、これにより、製造方法や非破壊検査を簡略化できる。第一壁のプラズマ対向面はリーディング・エッジ問題を回避するために形状最適化を行った。第一壁パネルの中央支持ビームにはレース・トラック形状を選択することにより、より強固な構造強度と、遮蔽ブロックにおいて簡潔な冷却流路設計が可能となり、圧損は$$sim$$0.05MPaまで下げることができた。R&D開発については、溶接部での20度あるいは30度の浅い入射角の超音波検査において良好なSN比を得るための試験が進行中である。また、非定常時における自然循環冷却を実証するために試験が実施された。

論文

Overview of goals and performance of ITER and strategy for plasma-wall interaction investigation

嶋田 道也; Costley, A. E.*; Federici, G.*; 伊尾木 公裕*; Kukushkin, A. S.*; Mukhovatov, V.*; Polevoi, A. R.*; 杉原 正芳

Journal of Nuclear Materials, 337-339, p.808 - 815, 2005/03

 被引用回数:55 パーセンタイル:3.85(Materials Science, Multidisciplinary)

ITERは燃焼プラズマの研究と実現を目的とした核融合実験炉である。その特徴は、加熱パワーのほとんどがアルファ加熱によって供給されるということである。ITERは現在運転中の装置からの顕著なステップであり、かつ核融合炉開発において不可欠のステップである。ITERの成功は、プラズマ壁相互作用の制御のいかんにかかっていると言っても過言ではない。ITERは熱束,粒子束及び時間スケールにおいて現在の装置を一桁ないし二桁上回るからである。ITERにおけるプラズマ壁相互作用の制御の戦略として、セミクローズ・ダイバータ,強力な燃料補給と排気,ディスラプション及びELM制御,交換可能なプラズマ対向材料、及び段階を追った運転などを計画している。

論文

ITER nuclear components, preparing for the construction and R&D results

伊尾木 公裕*; 秋場 真人; Barabaschi, P.*; Barabash, V.*; Chiocchio, S.*; Daenner, W.*; Elio, F.*; 榎枝 幹男; 江里 幸一郎; Federici, G.*; et al.

Journal of Nuclear Materials, 329-333(1), p.31 - 38, 2004/08

 被引用回数:13 パーセンタイル:32.96(Materials Science, Multidisciplinary)

ITER主要コンポーネントの発注仕様書の準備が現在進行中である。製造方法や非破壊検査法などを考慮しつつ炉構造機器(真空容器や容器内機器)の詳細設計を現在行っている。R&D開発については、20度あるいは30度の入射角の超音波試験,2チャンネルモデルによる流量配分の試験,第一壁のモックアップやパネルの製造及び試験,ハウジングを含めた全システムとしてのフレキシブル支持構造の試験,リーク試験のための予備真空領域を設けた同軸冷却管接続の試験,ダイバータの垂直ターゲットのプロトタイプの製造と試験などが行われた。こうした結果により、設計の成立性について確信を与えるとともに、低コストの代替え製造法の可能性を示すものである。

論文

Design improvements and R&D achievements for vacuum vessel and in-vessel components towards ITER construction

伊尾木 公裕*; Barabaschi, P.*; Barabash, V.*; Chiocchio, S.*; Daenner, W.*; Elio, F.*; 榎枝 幹男; Gervash, A.*; Ibbott, C.*; Jones, L.*; et al.

Nuclear Fusion, 43(4), p.268 - 273, 2003/04

 被引用回数:19 パーセンタイル:45.55(Physics, Fluids & Plasmas)

ITERの真空容器や容器内コンポーネントの基本設計概念は変わっていないが、信頼性向上,メインテナンス性改善,コスト低減の観点から、設計の詳細において幾つかの点の改良を検討した。真空容器のR&Dにおける最も大きな成果は必要な製作組立精度の実証である。さらに最近ポートの切断による変形量を測定し、その値が十分小さいことを確認した。また、厚板の溶接,切断、及び超音波非破壊検査に関する先進技術の開発をさらに進めた。第一壁/ブランケットとダイバータのR&Dについては、第一壁パネル,ブランケット遮蔽ブロック,ダイバータのフルスケールのモックアップの製作に成功し、設計条件を満たす技術を開発することができた。

論文

Progress on design and R&D of ITER FW/blanket

伊尾木 公裕*; 秋場 真人; Cardella, A.*; Daenner, W.*; Elio, F.*; 榎枝 幹男; Lorenzetto, P.*; 三木 信晴*; 大崎 敏雄*; Rozov, V.*; et al.

Fusion Engineering and Design, 61-62, p.399 - 405, 2002/11

 被引用回数:11 パーセンタイル:39.34(Nuclear Science & Technology)

ITERブランケットの2000$$sim$$2001年における設計とR&Dにおける進展について報告する。ここではブランケットの主要な4つの部分(第一壁,シールド体,フレキシブル・サポート,電流接続体)に焦点をあてた。第一壁パネルにおけるディスラプション中の電磁力を銅やステンレス鋼を貫通するスロットによって低減した。また、最大荷重のハロー電流による第一壁の中央支持ビームにおける最大応力は許容値の範囲に入っている。最近のR&Dにより、実寸大第一壁パネルを標準的な製造方法であるHIPにより、製作することに成功した。シールド体については、ヘッダをプラズマ側に配置し、ラジアル方向の冷却チャネルに冷却水を供給している。シールド体は4つの鍛造ブロックから構成し、背面側で互いに電子ビーム溶接している。最近のR&Dでは、鍛造ブロックを、ドリルや機械加工及びプラグや溶接し、実寸大のシールド体を製作し、第一壁パネル(中央支持ビームつき)とともに組み立てることができた。ブランケットモジュールの接続体についても詳細な設計検討をすすめた。チタン合金のフレキシブル・サポートについては、座屈試験,疲労試験,動的応答試験(550kN)を実施した。電流接続体(280kA)についても、機械疲労や熱疲労の試験,ソレノイドコイル磁場中での通電試験を実施した。ブランケットの設計及びR&Dの進展により、コスト低減の見通しが得られたと同時に、設計の成立制とコンポーネントの製作性を確認した。

論文

ITER工学設計

下村 安夫; 常松 俊秀; 山本 新; 丸山 創; 溝口 忠憲*; 高橋 良和; 吉田 清; 喜多村 和憲*; 伊尾木 公裕*; 井上 多加志; et al.

プラズマ・核融合学会誌, 78(Suppl.), 224 Pages, 2002/01

日本,米国,欧州,ロシアの4極の協定に基づき、1992年7月に開始されたITER工学設計活動(ITER-EDA)は、ITER建設の判断に必要な技術的準備を整え、2001年7月に9年間の活動を完了した。本件は、ITER工学設計活動において完成された最終設計報告書の物理及び工学設計の成果を簡潔にまとめたものである。

論文

Design and thermal/hydraulic characteristics of the ITER-FEAT vacuum vessel

小野塚 正紀*; 伊尾木 公裕*; Sannazzaro, G.*; Utin, Y.*; 吉村 秀人*

Fusion Engineering and Design, 58-59, p.857 - 861, 2001/11

 被引用回数:14 パーセンタイル:28.4(Nuclear Science & Technology)

ITER-FEAT真空容器の構造設計と熱流動特性に関する考察に関する最近の成果について報告する。ブランケットモジュールが真空容器に直接指示されるために、モジュールの支持構造は二重容器内部に設置され、二重壁の補強リブの一部を削減し、真空容器構造の簡素化が図られる。真空容器の構造健全性はリブと部分的に付加された補強リブ付きのモジュール支持構造体により確保される。製作性と準拠する設計基準を考慮した詳細設計についても紹介する。熱応力を抑えるために、真空容器冷却には高い熱除去能力が必要とされる。容器壁への熱負荷により冷却水に自然循環が期待され、低流速領域において熱伝達率の向上が図られる。

論文

Manufacturing and maintenance technologies developed for a thick-wall structure of the ITER vacuum vessel

小野塚 正紀*; Alfile, J. P.*; Aubert, P.*; Dagenais, J.-F.*; Grebennikov, D.*; 伊尾木 公裕*; Jones, L.*; 小泉 興一; Krylov, V.*; Maslakowski, J.*; et al.

Fusion Engineering and Design, 55(4), p.397 - 410, 2001/09

 被引用回数:21 パーセンタイル:17.88(Nuclear Science & Technology)

ITER真空容器厚肉(60mm)構造体の製造及び保守時に必要となる溶接技術、切断技術、非破壊検査方法及びそれらの遠隔操作機器を開発した。オーステナイトステンレス製厚板に対しては、TIG溶接、プラズマ切断、超音波検査などの従来技術を改良し、溶接速度の向上($~0$.12m/min)、切断幅の極小化($~1$0mm)、欠陥サイズの特定化(板厚の$~7$%)を図るなどの最適化を行った。またコスト及び技術的性能の観点より期待されている低圧力電子ビーム溶接(速度$~0$.2m/min)、多層パスYAGレーザ溶接(速度$~0$.5m/min)、YAGレーザ切断($~2$mm切断幅)及び電磁超音波探触子(探傷に媒体不要)を用いた検査技術などの最新手法検討も行った。さらにこれらの溶接、切断、検査装置を保持し、遠隔操作に供する機器について、局所減圧容器を含む電子ビーム溶接機器などの重量機器($~k$N)保持用とその他の軽量機器($~1$00N)保持用の二種類の遠隔操作機器の検討を行った。その内、現時点では軽量機器保持用遠隔操作機器の製作が行われ、モックアップなどでの溶接試験などに適用し、その有効性が示された。

論文

Progress and achievements on the R&D activities for ITER vacuum vessel

中平 昌隆; 高橋 弘行*; 小泉 興一; 小野塚 正紀*; 伊尾木 公裕*

Nuclear Fusion, 41(4), p.375 - 380, 2001/04

 被引用回数:5 パーセンタイル:80.65(Physics, Fluids & Plasmas)

国際熱核融合実験炉(ITER)の真空容器は、高さ10m以上のD型断面を有するステンレス鋼製の容器である。製作精度は、全高、全幅に対して$$pm$$20mm以下の厳しい公差を規定している。このため、ITER計画では、実規模真空容器セクタモデルの製作・試験を日本、ポート延長部の製作・試験をロシア、遠隔溶接・切断ツールの開発を米国が分担した。実規模真空容器セクタモデルは$$pm$$3mm、ポート延長部は$$pm$$4mmの精度で完成した。これらの機器を組み合わせてポート延長部の接続試験を終了した。また、欧州では先進的溶接・切断手法の開発を担当し、低真空電子ビーム溶接、YAGレーザ溶接・切断、セクタ溶接ロボット設計を実施した。各手法の優位性は見いだしたものの技術的課題も残り、さらに開発が必要である。本論文では、ITER真空容器技術開発の概要と主な試験結果を報告する。

論文

Design of ITER-FEAT RF heating and current drive systems

Bosia, G.*; 伊尾木 公裕*; 小林 則幸*; Bibet, P.*; Koch, R.*; Chavan, R.*; Tran, M. Q.*; 高橋 幸司; Kuzikov, S.*; Vdovin, V.*

Proceedings of IAEA 18th Fusion Energy Conference (CD-ROM), 6 Pages, 2001/00

ITER-FEATでは3種の高周波加熱電流駆動装置(イオンサイクロトロン加熱、電子サイクロトロン加熱、低域混成加熱)を用いる。高周波をプラズマへ入射するランチャの構造は各方式により異なり、イオンサイクロトロン加熱では複数列の電流ストラップを用い、電子サイクロトロン加熱では数台の金属鏡により高周波ビームを入射し、低域混成加熱では多数列の能動/受動導波管素子を用いる。これらのランチャは同一外部形状を有し、相互に水平ポートへの取付を交換できる。高周波加熱電流駆動装置全体として4ヶ所の水平ポートを使用し、1ポートあたり20MW入射する。また電子サイクロトロン電流駆動では特に4ヶ所の上部ポートから高周波を入射し、効率良く新古典型テアリングモード不安定性を抑える計画である。

論文

Design and analysis of the vacuum vessel for RTO/RC-ITER

小野塚 正紀*; 伊尾木 公裕*; Johnson, G.*; 児玉 徹彦*; Sonnazzaro, G.*; Utin, Y.*

Fusion Engineering and Design, 51-52(Part.B), p.249 - 255, 2000/11

 被引用回数:5 パーセンタイル:60.67(Nuclear Science & Technology)

低技術目標/低コスト化ITER向け真空容器の設計は進展を続けている。低コスト化ITERの真空容器は高真空と放射化材との境界を形成し、崩壊熱等の除去に寄与する。低コスト化ITERの真空容器は、基本的には以前の容器と同じである。しかし、バックプレートを削除するオプションでは2つの基本設計変更がなされる。すなわちブランケットモジュールは容器に直接支持されるとともに、ブランケット冷却水路は構造上容器の一部とした。さらに、プラズマの上下安定性の向上、モジュール第一壁の位置設定のために「tight fitting」形状を採用し、各種電磁力及び応力の推定を行うために真空容器の3次元モデルを作り解析を実施した。VDE、冷却水圧力等により最大応力は容器下部の支持部分に見受けられたが、部分補強にてその低減が図られる。モジュールが直接支持される容器部分の応力評価のために局部モデルも作られた。さらに容器及びブランケットへの冷却水条件の差、及び核発熱に起因する熱応力の評価も実施した。真空容器の構造設計及び応力評価を完結させるには一層の解析が必要とされるが、現状までの評価では容器の構造は成立性があると思える。

論文

ITER物理R&D専門家会合報告

小関 隆久; 飯尾 俊二*; 芳野 隆治; 嶋田 道也; 藤沢 登; 海老澤 克之*; 伊尾木 公裕*; 中村 幸治; 徳田 伸二; 林 伸彦

プラズマ・核融合学会誌, 76(7), p.694 - 696, 2000/07

2000年1月に原研・那珂研究所で開催された、ITER物理R&D専門家会合について報告する。「MHD・ディスラプション・プラズマ制御」についての専門家会合が、日米ワークショップ「トロイダルプラズマにおける高ベータでのMHD安定限界」と同時に行われた。会合では、(1)新古典テアリングモード,抵抗性壁モードなどのMHD安定性、(2)ディスラプション時の逃走電子の発生、(3)プラズマ平衡制御モデル、に関して発表や討議・検討が行われた。その概要を紹介する。

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