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論文

Development of the backflow model for simplified impurity exhaust in Monte-Carlo calculation

星野 一生; 清水 勝宏; 川島 寿人; 滝塚 知典*; 仲野 友英; 井手 俊介

Contributions to Plasma Physics, 54(4-6), p.404 - 408, 2014/06

 被引用回数:12 パーセンタイル:28.31(Physics, Fluids & Plasmas)

ダイバータプラズマシミュレーションにおいて不純物ガス輸送をモンテカルロ法で扱う場合、サブダイバータ領域における時定数が長いため、シミュレーションの収束に必要な計算時間が増加することが問題となる。そこで、サブダイバータからダイバータへの逆流量を事前に求めガスパフソースとして扱うことで、サブダイバータ領域における計算を省略することのできる逆流モデルを開発し、計算時間を大幅に短縮させた。開発したモデルを実装したダイバータコードSONICを用いて、JT-60SAの完全非誘導電流駆動シナリオの成立性について調べた。Arガスパフを行うことで、電子サイクロトロン電流駆動に必要な低密度(スクレイプオフ層の赤道面で1.2$$times$$10$$^{19}$$m$$^{-3}$$)と低ダイバータ熱負荷(10MW/m$$^2$$)が両立でき、完全非誘導電流駆動シナリオが成立することを示した。

論文

Assembly study for JT-60SA tokamak

柴沼 清; 新井 貴; 長谷川 浩一; 星 亮; 神谷 宏治; 川島 寿人; 久保 博孝; 正木 圭; 佐伯 寿; 櫻井 真治; et al.

Fusion Engineering and Design, 88(6-8), p.705 - 710, 2013/10

 被引用回数:8 パーセンタイル:29.95(Nuclear Science & Technology)

The JT-60SA project is conducted under the BA satellite tokamak programme by EU and Japan, and the Japanese national programme. The project mission is to contribute to early realization of fusion energy by supporting ITER and by complementing ITER with resolving key physics and engineering issues for DEMO reactors. In this paper, the assembly of major tokamak components such as VV and TFC is mainly described. An assembly frame (with the dedicated cranes), which is located around the tokamak, is adopted to carry out the assembly of major tokamak components in the torus hall independently of the facility cranes for preparations such as pre-assembly in the assembly hall. The assembly frame also provides assembly tools and jigs to support temporarily the components as well as to adjust the components in final positions.

論文

Optimization of JT-60SA plasma operational scenario with capabilities of installed actuators

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.

論文

炉内トリチウム

上田 良夫*; 大宅 薫*; 芦川 直子*; 伊藤 篤史*; 小野 忠良*; 加藤 太治*; 川島 寿人; 河村 学思*; 剣持 貴弘*; 斎藤 誠紀*; et al.

プラズマ・核融合学会誌, 88(9), p.484 - 502, 2012/09

特定領域科研費「核融合炉実現を目指したトリチウム研究の新展開」のレビューのうち第3章4節を執筆した。JT-60Uの30秒Hモード放電では外側ダイバータ板からの炭化水素の発生量が多いときに容器内に残留する水素量が増加することを示した。さらに外側ダイバータ板から発生した炭化水素がプラズマ中でどのような経路を輸送されるのかを調べるため、人為的に外側ダイバータから$$^{13}$$CH$$_{4}$$を注入する実験を行い、実験後にダイバータ・タイルを取り出しタイル上の堆積物を同定した。その結果、注入口のほぼ正面の内側ダイバータ・タイル上に$$^{13}$$Cが多量のHとともに検出された。この結果は、磁力線を横切った輸送が支配的であること、及び$$^{13}$$CとHが結合した形態で輸送された可能性が高いことを示しており、これらから中性の炭化水素、すなわち$$^{13}$$CH$$_{x}$$, x=1$$sim$$4の形態で外側ダイバータから内側ダイバータまで輸送されたと解釈される。

論文

Evaluation of heat and particle controllability on the JT-60SA divertor

川島 寿人; 星野 一生; 清水 勝宏; 滝塚 知典; 井手 俊介; 櫻井 真治; 朝倉 伸幸

Journal of Nuclear Materials, 415(Suppl.1), p.S948 - S951, 2011/08

 被引用回数:5 パーセンタイル:50.9(Materials Science, Multidisciplinary)

工学的要求及びSONICコードによる物理解析に基づきJT-60SAトカマクのダイバータ設計を確定させた。41MW加熱の炉心プラズマでは流出する高熱粒子束がダイバータ板に大きな熱負荷を与えることが予想された。しかし、材料と構造の耐性により許容熱負荷は15MW/m$$^{2}$$以下が必須であり、ダイバータ板を垂直化して広域で受け分散低減することで検討した。最終的にダイバータ板にV型コーナーを設け高リサイクリングによる熱負荷低減を計り、燃料(D$$_{2}$$)や不純物ガスパフ及びダイバータ排気による熱粒子制御性の最適化を行った。結果は、JT-60Uの約3倍のD$$_{2}$$ガスパフ(1.5$$times$$10$$^{22}$$s$$^{-1}$$)により放射冷却、低温高密度化が進み、熱負荷は約10MW/m$$^{2}$$まで低減できること、その依存性はガスパフ量が1$$times$$10$$^{22}$$s$$^{-1}$$以上で許容熱負荷内に入ることを示した。低密度で行う非誘導電流駆動では、熱負荷を許容させるためにAr導入が有効であることを明らかにした。一方、ダイバータ排気は最大排気速度100m$$^{3}$$/sを整備する予定であり、この範囲内でダイバータプラズマを接触から非接触まで制御できることも明らかにした。

論文

Plasma regimes and research goals of JT-60SA towards ITER and DEMO

鎌田 裕; Barabaschi, P.*; 石田 真一; 井手 俊介; Lackner, K.*; 藤田 隆明; Bolzonella, T.*; 鈴木 隆博; 松永 剛; 吉田 麻衣子; et al.

Nuclear Fusion, 51(7), p.073011_1 - 073011_11, 2011/07

 被引用回数:48 パーセンタイル:5.42(Physics, Fluids & Plasmas)

The JT-60SA device has been designed as a highly shaped large superconducting tokamak with variety of plasma actuators (heating, current drive, momentum input, stability control coils, RMP coils, W-shaped divertor, fuelling, pumping etc) in order to satisfy the central research needs for ITER and DEMO. In the ITER- and DEMO-relevant plasma parameter regimes and with the DEMO-equivalent plasma shapes, JT-60SA quantifies the operation limits, plasma responses and operational margins in terms of MHD stability, plasma transport and confinement, high energy particle behaviors, pedestal structures, SOL and divertor characteristics. By integrating advanced studies in these research fields, the project proceeds "simultaneous and steady-state sustainment of the key performances required for DEMO" with integrated control scenario development applicable to the highly self-regulating burning high beta high bootstrap current fraction plasmas.

論文

An Outcome of nuclear safety research in JAERI; Case study for LOCA

柳澤 和章; 伊東 慶四郎*; 勝木 千里*; 川島 啓*; 調 麻佐志*

Scientometrics, 84(3), p.563 - 573, 2010/09

 被引用回数:2 パーセンタイル:63.42(Computer Science, Interdisciplinary Applications)

日本原子力研究開発機構の安全性研究について計量書誌学的手法によるケーススタディを実施した。(1)冷却材喪失事故(LOCA)に関しては、原子力機構安全性研究は63%の国内論文シェアがあり、寡占的状態にある。LOCAはプロジェクト型の研究に属するが共著論文で評価した社会経済的ネットワーキング(SEN)も4%台まで発達している。SENを発達させた共著論文数は東京大学-原子力機構及び原子力機構-名古屋大学で顕著であった。(2)再処理(Reprocessing)については、公的研究機関(PS)が71%の国内論文シェアを有し寡占的状態にある。SENは平均2-3%まで発達している。原子力機構論文シェアは20%であったが、NUCEFの完成によりpast(5)では25%となった。一般的にプロジェクト型研究の特徴は論文上大きな寡占状況を作り出すことにあり、基礎科学型研究のそれは大きな社会経済的ネットワーキングを作り出すことにある。(3)原子力機構安全性研究の典型的なアウトカムとして燃料研究分野を紹介し、国内及び国際協力研究の重要性を指摘した。(4)原子力機構安全性研究の成果(アウトプット)は現存する安全設計評価指針にアウトカム化して使用されていることを計量書誌学的に調べ確認した。

報告書

核融合原型炉SlimCSの概念設計

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:48.47MB
JAEA-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$$^{2}$$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。

論文

Development of virtual private network for JT-60SA CAD integration

大島 貴幸; 藤田 隆明; 関 正美; 川島 寿人; 星野 克道; 柴沼 清; Verrecchia, M.*; Teuchner, B.*

Journal of Plasma and Fusion Research SERIES, Vol.9, p.620 - 624, 2010/08

JT-60SA計画では、日欧に分散する原子力機構とEUがCADを使用し、調達機器の設計が進められている。CADデータは、機器ごとにファイルサーバで管理されるが、それらを共通のデータとして扱うには、日本の実施機関である原子力機構のイントラとは物理的に切り離されたJT-60SA用の独立ネットワークを日欧間で構築することとした。このたび、VPN暗号化技術を使い、ネットワークセキュリティを維持しつつ、低価格で、機動性の高いネットワークを目指して開発を進め、2009年7月に、那珂とEUガルヒンとの間でVPN通信を開通させた。設計統合の進捗に合わせて、日欧のネットワークインフラの共有化を段階的に構築していく予定である。さらに、JT-60SAの運転開始時には、BA活動を同センターで展開するIFERCプロジェクトと協力して、六ヶ所サイトからJT-60SAへの遠隔実験参加の試験を行うことが計画されており、また、JT-60SA実験時には、EUから大規模な実験データへアクセスすることも想定する必要があることから、今後は、遠隔実験参加にかかわる技術開発への貢献も視野に入れ開発を進める。

論文

Simulation of power exhaust in edge and divertor of the SlimCS tokamak demo reactor

朝倉 伸幸; 清水 勝宏; 川島 寿人; 飛田 健次; 滝塚 知典

Journal of Plasma and Fusion Research SERIES, Vol.9, p.136 - 141, 2010/08

原型炉SlimCS(核融合出力3GWクラス、プラズマからの排出されるパワーはおよそ500MW)における熱処理について、SONICコードにより検討を行った。SONICコードは、磁力線に沿う方向と垂直な方向の2次元メッシュ上で、プラズマ流体コード(SOLDOR),モンテカルロ法による中性粒子輸送コード(NEUT2D)及び不純物輸送コード(IMPMC)を収束まで反復計算を行う複合コードである。周辺プラズマへアルゴンガスの入射を行い、プラズマ周辺部とダイバータにおける放射損失パワーを増加させダイバータ板への熱負荷は低減する際の放射損失パワーの分布を検討した。以前のモデル計算(不純物イオンの分布をプラズマイオンに対する割合と仮定し、放射損失モデルを使用)では、ダイバータ板への熱・粒子輸送による熱負荷は低減するが、ダイバータ板上流での放射パワーが局所的で大きく、ダイバータ板で7MWm$$^{-2}$$以下に低減することは難しい結果であった。今回の不純物イオンの物理的輸送過程を考慮したモデルでの解散結果と比較した。

論文

Basic concept of JT-60SA tokamak assembly

柴沼 清; 新井 貴; 川島 寿人; 星野 克道; 星 亮; 小林 薫; 澤井 弘明; 正木 圭; 櫻井 真治; 芝間 祐介; et al.

Journal of Plasma and Fusion Research SERIES, Vol.9, p.276 - 281, 2010/08

JT-60SAは日本とEU間の共同プロジェクト(幅広いアプローチ)の中のサテライトトカマクプロジェクトとして合意されたものであり、現在その設計と製作が精力的に進められている。JT-60SAの組立はプロジェクトを推進するうえで最も重要な課題である。JT-60SAは、真空容器,超伝導コイル(TFコイル, EFコイル, CSコイル),ダイバータなどの容器内機器,サーマルシールド,クライオスタットなどの主要機器から構成される。これらの機器を効率よく組み立てるために、トカマク本体室に組立専用のクレーン付き組立架台を設置することで、建家内クレーンとの作業分担を行う。本論文では、JT-60SASの主要機器である真空容器とTFコイルを中心に組立シナリオ及び組立シーケンスの検討、これらの作業を可能とするための専用組立冶具の概念設計について述べる。

報告書

An Outcome of nuclear safety research in JAERI; Predominance of research

柳澤 和章; 川島 啓*; 勝木 千里*; 伊東 慶四郎*

JAEA-Review 2009-050, 13 Pages, 2010/02

JAEA-Review-2009-050.pdf:6.63MB

研究論文を用いた計量書誌学的研究により以下の事実を見いだした。(1)日本で刊行された安全性研究関連論文数は世界的に見て米国に次いで第2位であった。我が国で刊行された安全性研究関連論文のうち日本原子力研究所(以下、原研)の論文数が占める割合は全体の約25%であった。(2)過去25年を振り返ると、97に仕分けた原子力安全研究関連分野のうち39の研究分野(すなわち全体の40%の研究分野)において、原研は研究の優位性を保持したことが他機関との論文数比較からわかった。(3)論文の動向分析から、原研では過去においては原子炉事故を基軸にした安全性研究に力点が置かれていたが、最近は核燃料サイクルの下流側に関する安全性研究に力点が移っていることが判明した。TMI-2事故が原研安全性研究に及ぼしたインパクトは特に、熱水力学,冷却材喪失事故(LOCA),シビアアクシデント及びリスク評価といった研究分野で大きかった。

論文

核融合炉実現を目指したトリチウム研究の新展開,3; 核融合炉のトリチウム蓄積・排出評価のための理論及びシミュレーションコードの開発

大宅 薫*; 井内 健介*; 清水 勝宏; 滝塚 知典; 川島 寿人; 星野 一生; 畑山 明聖*; 藤間 光徳*; 冨田 幸博*; 河村 学思*; et al.

プラズマ・核融合学会誌, 85(10), p.695 - 703, 2009/10

平成19年度より採択された文部科学省科学研究費特定領域「核融合炉実現を目指したトリチウム研究の新展開」の中の6研究項目の一つである「核融合炉のトリチウム蓄積・排出評価のための理論及びシミュレーションコードの開発」に関して、研究目的,研究開発の現状及び今後の課題について述べる。特に、(1)炉内プラズマ中のトリチウム輸送と対向壁への蓄積と放出,(2)ダスト粒子の炉内プラズマ中の挙動とトリチウム蓄積,(3)プラズマ対向材料のトリチウム蓄積と放出にかかわるモデル構築,コード開発及びシミュレーションの現状を紹介する。

報告書

An Outcome of nuclear safety research in JAERI; Case study for LOCA, FP, criticality and reprocessing

柳澤 和章; 伊東 慶四郎*; 勝木 千里*; 川島 啓*; 調 麻左志*

JAEA-Review 2009-022, 26 Pages, 2009/09

JAEA-Review-2009-022.pdf:17.62MB

原研で実施された原子力安全研究のアウトカムにつき計量書誌学的手法を用いた個別事例研究を行った。(1)Past(20)1978-1982の5年間におけるLOCA(冷却材喪失事故)研究では、原研研究員を筆頭著者とする単独論文の国内シェアは63%を占めていたが、present1998-2002の5年間ではそのシェアは40%に減少した。原研の著者を筆頭著者とする公的研究機関との共著論文は、past(20)ではほとんどゼロであったがpresentでは4%にまで増加した。(2)プロジェクト研究では単独論文の数が大きくなる傾向にあるが、基礎研究では共著論文の数が大きくなって研究ネットワーキングが進展する。(3)再処理(Reprocessing)研究では、公的研究機関の国内シェアが71%を占め原研のシェアは約20%であった。(4)原研の安全性研究から生まれた冷却材喪失事故や反応度事故(RIA)の成果は、部分的に安全審査指針に取り込まれていることはわかったが、原研の寄与率は必要な情報が十分でなく求まらなかった。

論文

Integrated modeling for control of advanced tokamak plasma

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$'e$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.

論文

Spatial structure of volume recombination in JT-60U detached divertor plasmas

藤本 加代子; 仲野 友英; 久保 博孝; 澤田 圭司*; 滝塚 知典; 川島 寿人; 清水 勝宏; 朝倉 伸幸

Plasma and Fusion Research (Internet), 4, p.025_1 - 025_7, 2009/08

体積再結合はダイバータ板への熱流速及び粒子束の減少に重要な役割を果たすため、非接触ダイバータプラズマにおける体積再結合の役割を解明することは、ITERや定常炉に向けた最重要研究課題のひとつである。本研究では、非接触ダイバータプラズマを2次元で計測することにより、電離及び再結合領域の空間構造を明らかにした。また、重水素バルマー系列線の発光強度を衝突放射モデルを用いて計算した発光強度と比較して、電子温度,電子密度及び原子密度を決定した。Lモードプラズマの非接触ダイバータプラズマを、約1cmの空間分解能で、2方向から92視線(縦60視線,横32視線)で分光計測した。分光器は350$$sim$$800nmの観測波長帯域を持ち、全バルマー系列線を同時に測定することができる。内側非接触ダイバータプラズマでは内側ストライク点上部の広い領域に再結合領域が存在し、外側ダイバータ板に沿って電離領域が存在することがわかった。また、両側非接触ダイバータプラズマでは内側ストライク点上部の狭い領域と外側ストライク点近傍に再結合領域が存在することを明らかにした。

論文

Compact DEMO, SlimCS; Design progress and issues

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:102 パーセンタイル:1.59(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$$^{2}$$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。

論文

Study of fueling scenario and particle balance in a fusion reactor

竹永 秀信; 川島 寿人; 西尾 敏; 飛田 健次

Fusion Science and Technology, 57(1), p.94 - 102, 2009/06

 被引用回数:5 パーセンタイル:56.14(Nuclear Science & Technology)

定常核融合炉での効率的な燃料供給シナリオについて、SlimCS設計パラメータ(2.95GW出力)を用いて考察した。トリチウムは少ない供給量で高い密度を維持するために主プラズマへ供給し、重水素は高密度とダイバータでの高リサイクリングを維持するために主プラズマ及び周辺プラズマへ供給する。主プラズマ供給粒子の閉じ込め時間を2s,周辺プラズマ供給粒子の閉じ込め時間を2ms,ダイバータでの排気効率を3%と仮定した場合の粒子バランスについて考察した。トリチウムに関しては、主プラズマへの供給率が2.5$$times$$10$$^{22}$$/sの場合に定格出力に必要なトリチウム密度が維持される。重水素に関しては、主プラズマでの重水素密度を維持するための主プラズマへの供給率1.4$$times$$10$$^{22}$$/sと、高リサイクリングを維持するための周辺プラズマへの供給率3.6$$times$$10$$^{23}$$/sが必要である。結果として、重水素の総供給率はトリチウムの供給率より1桁以上大きくなっている。さらに、粒子閉じ込め時間を変化させた場合の供給量の変化を明らかにするとともに、トリチウムリテンションの許容値について考察した。

論文

Design, R&D and assessment of performance of the JT-60SA upper divertor

櫻井 真治; 川島 寿人; 東島 智; 清水 勝宏; 正木 圭; 朝倉 伸幸; 芝間 祐介; 逆井 章

Journal of Nuclear Materials, 390-391, p.891 - 894, 2009/06

 被引用回数:1 パーセンタイル:87.33(Materials Science, Multidisciplinary)

「幅広いアプローチ」におけるサテライトトカマクと国内計画の共同プロジェクトである超伝導トカマク装置JT-60SAでは、長パルスの高加熱放電に対応するためプラズマ対向機器はすべて水冷される。遠隔保守のため、カセット方式のダイバータを導入し、ダイバータターゲットはカセット上に取り付けられる。ダイバータターゲットの第一候補は炭素材(C/C材)を冷却管にロウ付けする方式であり、最新の試験体は15MW/m$$^{2}$$$$times$$10秒の繰返し熱負荷に1000回以上耐える性能を示している。非接触ダイバータプラズマ状態を制御してターゲットへの熱負荷を低減できるようにダイバータを設計した。非接触状態を得やすくするため、ITERと同様に垂直ターゲットと「V字コーナー」形状を採用した。2次元流体コード(SOLDOR)と中性粒子モンテカルロコード(NEUT2D)を用いて、ダイバータ熱負荷と排気効率を評価した。外側strike点のピーク熱流束は、「V字コーナー」形状を採用し5$$times$$10$$^{21}$$/sのガスパフを行うと「V字コーナー」なしでの熱流束11.4MW/m$$^{2}$$から5.8MW/m$$^{2}$$まで低下する。

論文

Radiation process of carbon ions in JT-60U detached divertor plasmas

仲野 友英; 久保 博孝; 朝倉 伸幸; 清水 勝宏; 川島 寿人; 東島 智

Journal of Nuclear Materials, 390-391, p.255 - 258, 2009/06

 被引用回数:16 パーセンタイル:20.08(Materials Science, Multidisciplinary)

JT-60Uの非接触ダイバータプラズマから放射される炭素イオンのスペクトル線強度を測定し、それらの強度比を衝突放射モデルを用いて解析した。その結果、プラズマからの放射パワーのうち、60%がC$$^{3+}$$イオン、30%がC$$^{2+}$$イオンによるものであること、及びC$$^{3+}$$はC$$^{2+}$$イオンの電離及びC$$^{4+}$$イオンの体積再結合によってほぼ同程度で生成することが明らかにされた。また、生成したC$$^{3+}$$は再結合によって損失するのではなく、放射領域から輸送によって損失することが示唆された。

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