Spin resonance in the new-structure-type iron-based superconductor CaKFeAs

飯田 一樹*; 石角 元志*; 永井 佑紀; 吉田 紘行*; Christianson, A. D.*; 村井 直樹; 川島 健司*; 吉田 良行*; 永崎 洋*; 伊豫 彰*

Journal of the Physical Society of Japan, 86(9), p.093703_1 - 093703_4, 2017/09

https://doi.org/10.7566/JPSJ.86.093703

The dynamical spin susceptibility in the new-structure iron-based superconductor CaKFeAs was investigated by a combination of inelastic neutron scattering (INS) measurements and random phase approximation (RPA) calculations. Powder INS measurements show that the spin resonance at Q = 1.17(1) vector in the tetragonal notation, evolves below Tc. The characteristic energy of the spin resonance E = 12.5 meV is smaller than twice the size of the superconducting gap (2). The broad energy feature of the dynamical susceptibility of the spin resonance can be explained by the RPA calculations which take into account the different superconducting gaps on the different Fermi surfaces. Our INS and PRA studies demonstrated that the superconducting pairing nature in CaKFeAs is the s symmetry.

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。

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

https://doi.org/10.1088/0029-5515/49/7/075029

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。

Simulation study for divertor design to handle huge exhaust power in the SlimCS DEMO reactor

川島 寿人; 清水 勝宏; 滝塚 知典; 飛田 健次; 西尾 敏; 櫻井 真治; 竹永 秀信

Nuclear Fusion, 49(6), p.065007_1 - 065007_7, 2009/06

https://doi.org/10.1088/0029-5515/49/6/065007

コンパクトDEMO炉SlimCSにおいて、ダイバータコードSOLDOR/NEUT2Dを用いてダイバータ設計検討を行った。その結果、スクレイプオフ層への巨大排出パワーをダイバータで制御するための有望な見通しを得ることができた。典型的パラメータとして、排出パワー500MW、イオン粒子束0.510sを用いたところ、ダイバータ板上の熱負荷は、当初の垂直化ダイバータ板形状において、外側ダイバータ板上で最高値70MW/mに達した。これは初期の概念設計で想定した熱負荷10MW/mを大幅に超えることがわかった。そこで外側ダイバータ板下部にV型コーナーを設け、重水素ガスパフ又はアルゴン不純物を適量導入して粒子リサイクリング及び放射損失パワーの増大を図り、非接触状態にすることによって、最大熱負荷を10MW/m以下まで低減することに成功した。さらに、排出パワーの減少とともに、ダイバータ熱負荷が指数関数的に減少することを明らかにし、排出パワー300MWにおいては、より少量の重水素ガスパフ及びアルゴン不純物導入でも7MW/m程度の許容値を得られることが示した。

Momentum-resolved charge excitations in high- cuprates studied by resonant inelastic X-ray scattering

石井 賢司; Hoesch, M.*; 稲見 俊哉; 葛下 かおり*; 大和田 謙二; 坪田 雅己; 村上 洋一; 水木 純一郎; 遠藤 康夫; 筒井 健二*; et al.

Journal of Physics and Chemistry of Solids, 69(12), p.3118 - 3124, 2008/12

https://doi.org/10.1016/j.jpcs.2008.06.041

Resonant inelastic X-ray scattering (RIXS) in the hard X-ray regime is a new spectroscopic technique to measure electronic excitations utilizing brilliant synchrotron radiation. It has the great advantage that the momentum dependence can be measured unlike conventional optical methods. As inelastic neutron scattering gives spin or lattice dynamics, inelastic X-ray scattering can be a tool to measure charge dynamics in solids through the coupling of photon to the charge of the electron. Here, I would like to present our RIXS studies on high- cuprates and related materials which were performed in close collaboration with theorists. In doped Mott insulators, an interband excitation across the Mott gap and an intraband excitation below the gap are observed in the low energy region of RIXS spectra. Momentum and carrier-doping dependence of the excitations will be discussed.

Blanket-plasma interaction in tokamaks; Implication from JT-60U, JFT-2M and reactor studies

菊池 満; 西尾 敏; 栗田 源一; 都筑 和泰; Bakhtiari, M.*; 川島 寿人; 竹永 秀信; 草間 義紀; 飛田 健次

Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1589 - 1598, 2006/02

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2005.09.048

トカマク型核融合炉におけるプラズマ-ブランケット相互作用は、プラズマ性能の向上とブランケット/第一壁の健全性保持という観点で重要な役割を果たす。具体的には、壁安定化効果の最適化(RWMの制御)とデイスラプション時の電磁力低減との調和,フェライト鋼を第一壁に用いた場合の誤差磁場効果,壁飽和状態での中性粒子と壁の相互作用,プラズマのスクレープオフ層と壁の相互作用、等が挙げられる。本論文では、炉設計研究,JT-60実験,JFT-2M実験における研究成果を包括的に報告する。

配管合流部の混合現象に関する研究; 感温液晶シートによる配管内表面温度測定試験

田中 正暁; 川島 滋代*; 五十嵐 実; 林 謙二; 飛田 昭; 上出 英樹

JNC TN9400 2003-117, 65 Pages, 2004/03

JNC-TN9400-2003-117.pdf:3.49MB

温度の異なる流体が混合することにより生じる温度変動が構造材に伝わると、構造材に高サイクル熱疲労(サーマルストライピング現象)が発生する場合がある。冷却材に液体金属ナトリウムを使用する高速炉では、水に比べてナトリウムの熱伝導率が高いことから液体の温度変動が構造に伝わり易く、本現象の評価は重要な課題である。核燃料サイクル開発機構では、T字管体系の配管合流部におけるサーマルストライピング現象に着目し、T字管における混合現象及び実機プラントで観測されている長周期温度変動の原因を解明するために、長周期温度変動水流動試験を実施している。可視化試験の結果から、流入条件の違いにより噴流形態を(A)衝突噴流(B)偏向噴流(C)再付着噴流(D)壁面噴流に分類でき、各噴流形態は主/枝配管流体の運動量比により整理できることを明らかにした。 本研究では、主配管に枝配管が接続する合流部下流の主配管内表面に感温液晶シート貼り付け、配管表面温度の測定を試みた。配管表面温度は、感温液晶シートによる可視化画像から温度データに変換して定量的に取得する。画像解析による輝度値データから温度データヘの変換にかかる不確かさについて検討し、感温液晶シートによる温度測定誤差は10の感温範囲に対して平均土約2度Cであることが分かった。感温液晶試験の結果から、(A)衝突噴流条件及び(D)壁面噴流条件のケースでは枝配管下流の主配管内面に、枝配管からの低温流体によるコールド・スポツトが形成され、このコールド・スポツトは時間的に変動し、コールド・スポツトの周辺では温度変動強度が高い値を示すことがわかった。これにより、(A)衝突噴流条件及び(D)壁面噴流条件が配管への熱疲労の観点から厳しい流動条件であることが分かった。壁面に設置した熱電対データとの比較から、感温液晶シートを用いた本手法による温度分布測定結果は熱電対による粗な空間分布を補間するものとして有用であることを確認した。

Effects of complex magnetic ripple on fast ions in JFT-2M ferritic insert experiments

篠原 孝司; 川島 寿人; 都筑 和泰; 浦田 一宏*; 佐藤 正泰; 小川 宏明; 神谷 健作; 笹尾 一; 木村 晴行; 河西 敏; et al.

Nuclear Fusion, 43(7), p.586 - 593, 2003/07

https://doi.org/10.1088/0029-5515/43/7/312

JFT-2MではAdvanced Material Tokamak Experiment (AMTEX) プログラマの第3段階として真空容器内にプラズマをほぼ覆うようにフェライト鋼壁を設置した(FIW)。ポートと周期的な設置が困難なため、磁場構造は、非周期的な複雑リップルとなる。このような複雑リップル下で、その高速イオン損失に与える影響を理解するための実験を行った。FIWではフェライト鋼の厚みを最適化することでトロイダル磁場リップルの強さを小さくしているが、この手法によるトロイダル磁場リップルの低減が観測され、さらに、リップルの低減に伴い、高エネルギー粒子の損失の低減が確認された。また、積極的に磁場構造を変えるために真空容器の外に外部フェライト鋼をつけた実験も行った。結果、局所リップルの役割はリップル井戸のポロイダル断面形状の影響を強く受けることがわかった。さらに、複雑磁場構造を扱えるように改良したOFMCコードと実験結果の比較を行った。実験で使用したさまざまな複雑磁場構造の熱流速について、実験結果と計算結果が良い一致を示した。

低アスペクト比原型炉SlimCS設計検討の進展

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650750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。

定常核融合炉における燃料供給シナリオの最適化と粒子バランスの考察

竹永 秀信; 川島 寿人; 飛田 健次; 市毛 尚志; 三代 康彦; 西山 友和

no journal, , 

定常核融合炉での効率的な燃料供給シナリオを確立するために、SlimCS設計パラメータ(2.95GW出力)を用いて考察した粒子バランスについて報告する。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ことを想定する。主プラズマ供給粒子の閉じ込め時間を2 s、周辺プラズマ供給粒子の閉じ込め時間を2 ms、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2.510/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1.410/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3.610/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。講演では、粒子閉じ込め時間を変化させた場合の供給量の変化を議論するとともに、トリチウムリテンションの許容値について考察する。さらに、高効率・高信頼性の粒子供給装置システムの確立を目指したペレット入射装置及びガスジェット装置の開発について報告する。