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論文

Neutronic analysis for ${it in situ}$ calibration of ITER in-vessel neutron flux monitor with microfission chamber

石川 正男; 近藤 貴; 草間 義紀; Bertalot, L.*

Fusion Engineering and Design, 88(6-8), p.1377 - 1381, 2013/10

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

ITERにおいては、プラズマからの総中性子発生量を、中性子モニタを用いて要求された10%の精度で計測するために、中性子モニタのその場較正試験を精度よく行う必要がある。本研究では、日本が調達する中性子モニタであるマイクロフィッションチェンバー(MFC)に対して、較正用線源の移動方法や線源の移動システムが試験に与える影響を中性子解析により調べた。線源の移動方法としてはトロイダル軸上を連続的に回転させる方法と離散的に移動させる方法があるが、離散的に移動させる方法では、各々の線源位置からのMFCの検出効率に対する寄与がわかる反面、時間がかかることがわかった。一方、連続的に回転させる方法では、中性子解析との比較は困難であるが、一定の時間でより精度の高い試験が行えることがわかった。これにより、試験時間内にそれぞれの特徴を活かした移動方法を採用することで、効率的にかつ正確に試験が行える見通しであることを示した。さらに、中性子散乱等の影響の低減が可能な線源移動システムの概念を提案し、その影響を中性子解析により評価した結果、移動システムによる散乱の検出効率への影響は、3%以内に抑えることができることがわかった。

論文

Neutronic analysis of the ITER poloidal polarimeter

石川 正男; 河野 康則; 今澤 良太; 佐藤 聡; Vayakis, G.*; Bertalot, L.*; 谷塚 英一; 波多江 仰紀; 近藤 貴; 草間 義紀

Fusion Engineering and Design, 86(6-8), p.1286 - 1289, 2011/10

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

ITERにおいて日本が調達するポロイダル偏向計測装置の設計の一環として、中性子輸送モンテカルロコード(MCNP)を用いた中性子解析を行い、運転時における核発熱量を評価した。その結果、水平ポート内に設置される光学ミラーのうち、第2ミラーの核発熱量は、第1ミラーと同程度であることがわかった。これは、同一ポート内に周辺トムソン散乱計測システムやLIDARシステムが設置されることでポロイダル偏光計の光学系のスペースが制限されるために、十分な迷路構造をもった光路が確保できないことや、第2ミラーの設置位置がプラズマに近い場所に配置せざるを得ないことが原因と考えられる。一方で、水平ポート前面に設置されるブランケット遮蔽モジュールが十分な中性子遮蔽性能を有していれば、光学ミラーの核発熱量は効率的に低減できることがわかった。また、ポロイダル偏光計の光学ミラーが設置される上部ポートの上部に配置されるポロイダル磁場コイルの核発熱量を評価した。その結果、中性子遮蔽材が十分に設置された場合、コイルの核発熱量は上限値である1mW/ccに比べて2桁以上小さくなることがわかった。

論文

Nuclear technology aspects of ITER vessel-mounted diagnostics

Vayakis, G.*; Bertalot, L.*; Encheva, A.*; Walker, C.*; Brichard, B.*; Cheon, M. S.*; Chitarin, G.*; Hodgson, E.*; Ingesson, C.*; 石川 正男; et al.

Journal of Nuclear Materials, 417(1-3), p.780 - 786, 2011/10

 被引用回数:13 パーセンタイル:19.73(Materials Science, Multidisciplinary)

ITER has diagnostics with machine protection, basic and advanced plasma control, and physics roles. Several are embedded in the inner machine component region. They have reduced maintainability compared to standard diagnostics in ports. They also endure some of the highest nuclear and EM loads of any diagnostic for the longest time. They include: Magnetic diagnostics; Steady-state magnetic sensors on the outer vessel skin; Bolometer camera arrays; Microfission chambers and neutron activation stations to provide key inputs to the real-time fusion power and long-term fluence measurements; mm-wave reflectometry to measure the plasma density profile and perturbations near the core, and the plasma-wall distance and; Wiring deployed around the vessel to service magnetics, bolometry, and in-vessel instrumentation. In this paper we summarise the key technological issues for each of these diagnostics arising from the nuclear environment, recent progress and outstanding R&D for each system.

論文

Effect of thermal neutrons on fusion power measurement using the microfission chamber in ITER

石川 正男; 近藤 貴; 西谷 健夫; 草間 義紀

Fusion Engineering and Design, 86(4-5), p.417 - 420, 2011/06

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

ITERではマイクロフィッションチェンバー(MFC)を用いた中性子計測から核融合出力の評価を行う。しかし、MFC近傍に設置される水冷管が計測に影響を及ぼす可能性があるため、その影響を中性子輸送解析コード(MCNP)を用いて評価した。その結果、水冷管内の冷却水によって、中性子束はほとんど影響を受けないものの、MFCの応答は約40%増大すると評価された。これはMFCで用いるウラン235が中性子のエネルギーが低いほど高い反応断面積を持つために、冷却水による中性子の減速の効果がMFCの応答に影響を及ぼすことが原因と考えられ、特に熱中性子の影響が大きいことがわかった。この影響を低減する方法として、カドミウムのような熱中性子を吸収する材質をMFCの周りに設置することが挙げられる。そこで、中性子輸送解析を行って評価した結果、冷却水によって40%増大していたMFCの応答を、カドミウムをMFCの周りに巻くことにより10%以内に低減できることを示した。

論文

Development of in-vessel components of the microfission chamber for ITER

石川 正男; 近藤 貴; 大川 清文*; 藤田 恭一*; 山内 通則*; 早川 敦郎*; 西谷 健夫; 草間 義紀

Review of Scientific Instruments, 81(10), p.10D308_1 - 10D308_3, 2010/10

 被引用回数:2 パーセンタイル:82.74(Instruments & Instrumentation)

マイクロフィッションチェンバー(MFC)は、ITERにおいて核融合出力の評価を行う最も重要な計測装置の一つである。MFCの検出器は真空容器とブランケットモジュールの間に設置され、信号ケーブルは真空容器を通って上部ポートまで配線される。信号ケーブルはトカマク組立室で配線される予定であるが、ウランを使用している検出器はITERの運転を行うトカマクピットで設置される予定である。そのため、信号ケーブルの気密を保ったまま、検出器と信号ケーブルを真空容器内部で接続する必要がある。そこで、信号ケーブルと検出器の接続手法を開発し、接続部の性能試験では、信号ケーブルとしての健全性が確認され、ITERに適用できる見通しが立った。また、これまで原子炉において信号ケーブルは曲げ半径100cm程度で使用されてきたが、ITERでは真空容器内部に設置される他の機器との干渉を避けるために、10$$sim$$20cmという小さい曲げ半径で配線する必要がある。そのため、ケーブルを曲げた際の健全性を調べるために、ケーブル曲げ試験を実施した。その結果、10cmの曲げ半径で曲げた場合でも、信号ケーブルの真空性能,絶縁性能に影響がないことを確認した。

論文

Neutron transport analysis for in-vessel diagnostics in ITER

石川 正男; 近藤 貴; 西谷 健夫; 河野 康則; 草間 義紀

Journal of Plasma and Fusion Research SERIES, Vol.9, p.43 - 47, 2010/08

ITERにおいて日本が調達するマイクロフィッションチェンバー(MFC)及びポロイダル偏光計の設計に向けて、中性子モンテカルロコード(MCNP)を用いた中性子輸送解析を行い、運転時におけるそれぞれの機器での核発熱量や温度上昇を評価した。その結果、MFCの排気管の核発熱量は最大で約0.3W/ccと評価された。この結果をもとに温度上昇を評価したところ、排気管に取り付けられる冷却用クランプの間隔を20cmとした場合の最大温度は約230$$^{circ}$$Cとなり、10cmとした場合は約150$$^{circ}$$Cまで低減できることがわかった。また、上部ポート内に設置されるポロイダル偏光計の光学ミラー(ビーム径を140mmとして設計)のうち最もプラズマに近いミラーの核発熱量は、中性子遮蔽材を設置しない場合で約2W/ccと評価され、遮蔽材を使用した場合でも約0.8W/ccとなることがわかった。これに対し、ビーム径を140mmから100mmにして評価を行ったところ、ビーム径が140mmの時と比べて約30%以上核発熱量を低減することがわかった。今後、これらの結果をもとに、冷却機器や遮蔽材の設計を行っていく必要がある。

論文

Development of the microfission chamber for fusion power diagnostics on ITER

石川 正男; 近藤 貴; 西谷 健夫; 草間 義紀

Journal of Plasma and Fusion Research SERIES, Vol.8, p.334 - 337, 2009/09

マイクロフィッションチェンバー(MFC)内に充填するアルゴンガスが真空容器内へリークするのを防ぐための設計を行った。それは、MFCをステンレスのケースで覆い、そのケースにリークガスの検出が可能な配管を付けた構造となっている。また、これまでの研究では、MFCの設置位置をプラズマ位置の変化の影響を避けるために外側上部及び下部のブランケットモジュール(BM)背面とすることまでは決まっていたが、本研究ではそれぞれのBM背面における具体的な設置位置を他の機器との干渉を考慮に入れながら決定した。下部MFCはBM背面のほぼ中央に設置可能だが、上部MFCは真空容器との干渉から隣のBMとのギャップに近い設置位置となった。そのため、各々の設置位置において、ストリーミング中性子がMFCの計測に与える影響を中性子輸送解析コードを用いて評価した。その結果、MFCの応答に対するストリーミング中性子の割合は、上部MFCで69%,下部MFCで17%と評価されたが、全体として60%増大して測定される見込みである。ただし、応答の平均値はプラズマ位置の変化に不感で、正確な中性子発生量の計測ができる見通しとなった。

論文

Engineering and maintenance studies of the ITER diagnostic upper port plug

佐藤 和義; 大森 順次; 近藤 貴; 波多江 仰紀; 梶田 信*; 石川 正男; 閨谷 譲; 海老沢 克之*; 草間 義紀

Fusion Engineering and Design, 84(7-11), p.1713 - 1715, 2009/06

 被引用回数:1 パーセンタイル:87.33(Nuclear Science & Technology)

ITERの計測装置は、中性子遮蔽構造を兼ね備えたポートプラグと呼ばれる構造体に組み込まれる。日本が調達を予定している上部ポートプラグは長さ約6m,重量約22tの片持ち構造であるため、構造健全性を評価することは必須である。このため、ディスラプション時における電磁力解析結果をもとに三次元モデルを用いて変位及び応力を評価した。ポートプラグ先端に荷重を与え静/動解析により変位量を求めたところ、最大変位約9mm,動的拡大係数1.45が得られた。これはポートとの隙間20mmに対して製作・組立誤差を考慮すると設計裕度はほとんど見込めない。このため、ブランケット遮蔽モジュール先端にスリットを3本設け電磁力の低減を図ったところ、変位量は5mm以下に低減できることがわかった。一方応力については、局所的に高応力箇所は認められたものの、補強等で低減できる範囲であることがわかった。以上の結果から、ポートプラグは応力上の問題はなく、変位抑制対策を取ることで健全性を確保できる見通しを得た。また、ポートプラグの保守・組立時のシナリオについて検討し、内部フレーム及び把持機構を設けることにより、シナリオが成立する見通しを得た。

論文

Design of microfission chamber for ITER operations

石川 正男; 近藤 貴; 西谷 健夫; 草間 義紀

Review of Scientific Instruments, 79(10), p.10E507_1 - 10E507_4, 2008/10

 被引用回数:9 パーセンタイル:49.73(Instruments & Instrumentation)

ITERでは、マイクロフィッションチェンバー(MFC)を用いて全中性子発生量及び核融合出力の評価を行う。広範囲の運転条件でITERの計測要求を満たすために、高出力運転用(計測範囲: 核融合出力100kW$$sim$$1GW)と低出力運転用(同$$<$$100kW)の二種類のMFCを組合せて計測する計画である。高出力運転用MFCはプラズマ位置の変化の影響を避けるために、真空容器内の外側上部及び下部の遮蔽ブランケットモジュール背面に設置する予定だが、低出力運転用MFCはサイズが大きいため、水平ポートの上部及び下部に設置することを検討している。プラズマとMFCとの間には、遮蔽ブランケットモジュールやマニフォールド等さまざまな中性子遮蔽体があるため、それらが計測に与える影響を調べるためにMCNPを用いた中性子輸送解析を行った。さらに、プラズマ位置の変化の影響も調べた。その結果、低出力運転用MFCを水平ポート上下に設置した場合、その出力の平均値は、プラズマ位置の垂直方向の変化に対しては影響はないものの、水平方向の変化に対してはプラズマ中心位置に依存して変化をしており、補正が必要であることがわかった。

論文

Absolute neutron emission measurement in burning plasma experiments

西谷 健夫; 石川 正男; 近藤 貴; 草間 義紀; 浅井 啓輔*; 笹尾 真実子*

AIP Conference Proceedings 988, p.267 - 274, 2008/04

燃焼プラズマにおける中性子発生量の絶対測定は、燃焼制御のセンサーであるとともに、燃焼プラズマの物理理解の手段としても非常に有効である。本講演ではJT-60における中性子発生量絶対測定の例を紹介するとともに、ITERにおける中性子発生量絶対測定の設計とR&Dの成果を紹介する。中性子発生量の絶対測定において最も重要な課題である、絶対発生量の較正法についても述べる。

報告書

Detail design of microfission chamber for fusion power diagnostic on ITER

石川 正男; 近藤 貴; 早川 敦郎*; 西谷 健夫; 草間 義紀

JAEA-Technology 2007-062, 57 Pages, 2007/12

JAEA-Technology-2007-062.pdf:45.95MB

我が国が調達する予定のマイクロフィッションチェンバー(MFC)は、ITERにおける全中性子発生量及び核融合出力の時間分解測定を行うものである。これまで、低出力運転用のMFC(測定範囲:1kW-100kWの核融合出力)の設計・開発を高出力運転用のMFC(同100kW-1GW)とともに行ってきた。これらの検出器を組合せることで、ITERで目標とされている計測要求をほぼ満たすことができる。MFCは真空容器内に取り付けられるため、信号出力・電力供給用の二重同軸MIケーブルも真空容器上に敷設する必要がある。今回は、MIケーブルの真空容器内における敷設ルートの設計を行った。MIケーブルには14.6気圧のArガスが封入されているが、Arガスの真空容器内へのリークを防ぐために、敷設に際してはMIケーブルを外管で包む二重配管を提案した。さらに、核発熱によるMIケーブルの到達最高温度の検討を行った。その結果、熱伝導を確保するために、MIケーブルと外管の間に300mmごとに7mm幅の銅フランジを入れることにより、MIケーブルの最高温度は、核分裂炉での使用温度である400$$^{circ}$$Cよりも低い、340$$^{circ}$$C以下に抑えられることがわかった。

論文

Development of collective Thomson scattering for alpha-particle diagnostic in burning plasmas

近藤 貴; 林 利光; 河野 康則; 草間 義紀; 杉江 達夫

Plasma and Fusion Research (Internet), 2, p.S1111_1 - S1111_4, 2007/11

国際熱核融合実験炉(ITER)等の燃焼プラズマにおける核融合生成$$alpha$$粒子の診断は燃焼プラズマの実現にとって重要であるが、その効果的測定方法は確立されていない。そこで、炭酸ガス(CO$$_{2}$$)レーザー(波長10.6$$mu$$m)を用いた協同トムソン散乱(CTS)計測を開発している。CTS計測を実現させるために、高繰り返し横方向励起大気圧(TEA)炭酸ガスレーザーを開発した。CTS計測のために必要となる単一モード出力を得るために、不安定共振器を構成し、単一モードの種レーザーを入射した。現在までに15Hz周期で出力エネルギー17Jの単一モードレーザーを得た。これにより、ITERで必要となる出力20J,周期40Hzの炭酸ガスレーザーを実現できる見通しを得た。また、高繰返し周期に対応したデータ収集システムを開発した。これらを用いて、JT-60UトカマクにおいてCTS計測の原理実証実験を進めている。

論文

Engineering design of the ITER invessel neutron monitor using micro-fission chambers

西谷 健夫; 山内 通則; 泉 幹雄*; 早川 敦郎*; 海老沢 克之*; 近藤 貴; 草間 義紀

Fusion Engineering and Design, 82(5-14), p.1192 - 1197, 2007/10

 被引用回数:3 パーセンタイル:70.24(Nuclear Science & Technology)

ITERにおいてマイクロフィッションチェンバーは核融合出力を測定する重要な計測装置の一つである。マイクロフィッションチェンバーは真空容器内に取り付けられるため、高真空及び高温環境下で動作する必要がある。また核発熱とその除熱方法も考慮する必要がある。これまで、ITERの高出力運転用のマイクロフィッションチェンバーの設計開発を行ってきたが、今回は低出力運転用のマイクロフィッションチェンバーの設計を実施した。検出器は狭いギャップ内に取り付ける必要性から、全酸化ウラン量を0.75gになるようにマイクロフィッションチェンバーを並べて1つの検出器とする方式を提案した。径14mm,長さ400mmのマイクロフィッションチェンバーを基本要素とする、束型検出器を設計した。核発熱はMCNPコードによって評価した。有限要素法による熱輸送解析の結果、真空容器との熱伝達率を100W/m$$^{2}$$K以上確保できれば、検出器温度は250$$^{circ}$$C以下にできることを明らかにした。

論文

Progress in development of collective Thomson scattering diagnostic with high power CO$$_{2}$$ laser

近藤 貴; 河野 康則; 波多江 仰紀; 杉江 達夫; 林 利光; 草間 義紀

NIFS-PROC-68, p.126 - 129, 2007/09

燃焼プラズマの$$alpha$$粒子計測を確立するために、協同トムソン散乱計測用の高パワー高繰返し周期の炭酸ガスレーザーを開発した。単一モードでパルスエネルギー17J,繰返し周期15Hzの出力を得ること成功した。この結果により、国際熱核融合実験炉(ITER)における$$alpha$$粒子計測に必要とする20J,40Hzのレーザー出力を実現する見通しを得た。また、電気ノイズと迷光が受信システムの出力信号へ及ぼす影響を調べるために、JT-60U真空容器へレーザーを入射した。その結果、電気ノイズは以前に比べて大きく減少した。しかしながら、約30%のパルス出力には、多モード発振のために迷光が発生しており、さらなるレーザーの改善が必要であることが明らかになった。

論文

Progress in the ITER physics basis, 7; Diagnostics

Donn$'e$, A. J. H.*; Costley, A. E.*; Barnsley, R.*; Bindslev, H.*; Boivin, R.*; Conway, G.*; Fisher, R.*; Giannella, R.*; Hartfuss, H.*; von Hellermann, M. G.*; et al.

Nuclear Fusion, 47(6), p.S337 - S384, 2007/06

 被引用回数:247 パーセンタイル:22.22(Physics, Fluids & Plasmas)

「ITER物理基盤」は、その名の通りITERプラズマの物理基盤を与えるために編纂されたレビュー論文であり、Nuclear Fusion誌の特集号として1999年に発刊された。本「ITER物理基盤の進展」は、「ITER物理基盤」発刊以降に得られた研究開発成果を纏めたレビュー論文である。そのうち、第7章は、ITERにおけるプラズマ計測について包括的に取り扱うものである。主な項目は以下の通り。(1)ITERでの計測に対する要求性能,(2)ITERに適用する計測の原理と手法,(3)ITERでの計測の実現のために必要な技術開発項目,(4)ITERトカマク装置への計測機器の統合,(5)「ITER物理基盤」で提起された主要課題の進展状況,(6)ITERにおける計測性能の評価,(7)将来の核融合炉に向けてITERで学習すべき課題。

論文

CO$$_{2}$$ laser collective Thomson scattering diagnostic of $$alpha$$-particles in burning plasmas

近藤 貴; 林 利光; 河野 康則; 草間 義紀; 杉江 達夫; 平田 真史*; 三浦 幸俊

Fusion Science and Technology, 51(2T), p.62 - 64, 2007/02

 被引用回数:1 パーセンタイル:86.85(Nuclear Science & Technology)

国際熱核融合実験炉(ITER)等の燃焼プラズマにおける核融合生成$$alpha$$粒子の診断は、$$alpha$$粒子のプラズマ加熱と不安定性の励起への寄与の理解に必要であり、燃焼プラズマの実現にとって重要である。しかしその有効な測定方法は確立されていない。そこで、二酸化炭素(CO$$_{2}$$)レーザー(波長10.6$$mu$$m)を用いた協同トムソン散乱(CTS)計測を開発している。CO$$_{2}$$レーザーを用いたCTS計測は、レーザーのプラズマ中での屈折が小さく、プラズマ中のレーザー光の追跡が容易であるという特徴がある。CTS計測を実現させるために、高繰り返し横方向励起大気圧(TEA)炭酸ガスレーザーを開発した。CTS計測のために必要となる単一モード出力を得るために、不安定共振器を構成し、単一モードの種レーザーを入射した。これにより、10Hz周期で出力エネルギー10Jの単一モードレーザーを実現した。また、安定型共振器の構成では36Jの最大出力エネルギーが得られた。今後このレーザーを用いて、JT-60UトカマクにおいてCTS計測の原理実証試験を行う。また、CTS計測のタンデムミラー装置への応用について述べる。

論文

Advanced diagnostics for burning plasma experiments

笹尾 真実子*; 山田 弘司*; 馬場 護*; 近藤 貴; Peterson, B. J.*; 川端 一男*; 間瀬 淳*; 吉川 正志*; 疇地 宏*; 東井 和夫*; et al.

Fusion Science and Technology, 51(2T), p.40 - 45, 2007/02

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

近い将来、ITERにおいて、燃焼プラズマの未知の物理課題を解明するための実験が行われる。これらの研究を実行するためには、核融合生成物を測定するシステムや、各種プラズマパラメーターを高分解能で高い信頼性で計測する、革新的な計測システムを開発することは必要不可欠である。「プラズマ燃焼のための先進計測」は2004年に文部科学省により科学研究費補助金特定領域研究として認められ、現在20以上の研究がこの領域の下で進行中である。ITER計測に適用するために、幾つかの新概念の実現可能性が研究され、その計測システム実現のための構成要素の開発が進められている。

論文

アルファ粒子計測のためのパルス炭酸ガスレーザーの開発

近藤 貴; 林 利光; 河野 康則; 草間 義紀; 杉江 達夫

特定領域プラズマ燃焼のための先進計測News Letter, (5), P. 2, 2006/11

燃焼プラズマ中の閉じ込められたアルファ粒子の速度空間及び実空間での分布計測を目的として、協同トムソン散乱計測法を開発している。ITERのアルファ粒子計測のためには、出力20J、繰り返し周期40Hzの単一モード発振のパルス炭酸ガスレーザーの開発が鍵である。しかし、これまでに開発したレーザーは15J/0.5Hzと、要求される繰り返し周期に大きな開きがあった。そこで、国内メーカーのマーキング用炭酸ガスレーザー(出力3.5J、繰り返し周期20Hz、マルチモード発振)をもとにアルファ粒子計測用レーザーの開発を進めた。放電励起部を6連結し、さらに放電電圧を上げるなどで高出力化を行い、種レーザーを入射することで単一モード化を行った。現在までに、出力17J、繰返し周期15Hzの単一モードの炭酸ガスレーザー出力と、35Jの単一ショットの出力を達成した。これにより、アルファ粒子計測用炭酸ガスレーザーを実現する見通しを得ることができた。今後、レーザーの安定化と高出力化を行うとともに、JT-60Uプラズマを用いた原理実証実験を進めていく。

論文

High-repetition CO$$_{2}$$ laser for collective Thomson scattering diagnostic of $$alpha$$ particles in burning plasmas

近藤 貴; 林 利光; 河野 康則; 草間 義紀; 杉江 達夫; 三浦 幸俊; 小関 良治*; 河原 吉博*

Review of Scientific Instruments, 77(10), p.10E505_1 - 10E505_3, 2006/10

 被引用回数:6 パーセンタイル:60.32(Instruments & Instrumentation)

燃焼プラズマ中に閉じ込められた$$alpha$$粒子の診断法を確立するために、パルス炭酸ガスレーザーを用いた協同トムソン散乱(CTS)計測法を開発している。国際熱核融合実験炉(ITER)では、閉じ込められた$$alpha$$粒子の速度分布と空間分布の測定として、空間分解能をプラズマ小半径の1/10で、時間分解能を0.1sで計測することが要求されている。ITERの時間分解能の必要条件を満たし、S/N比を改善するために工業用レーザー(澁谷工業Co., Ltd (SEL4000))をもとに、新しいレーザー・システム(エネルギー10J以上,繰り返し10Hz)を開発した。レーザーは4mの長さの不安定共振器と、高繰返し運転のためにガスの熱交換器を有する放電電極部を持つ。この新しいレーザー・システムを用いてJT-60Uプラズマにて、CTS計測の原理実証実験を行う。

論文

Simultaneous measurements of ion and electron currents using a novel compact electrostatic end-loss-current detector

平田 真史*; 三宅 泰宏*; Chujo, T.*; 小波蔵 純子*; 沼倉 友晴*; 清水 清昭*; 伊藤 万梨絵*; 木南 瀬里奈*; 森本 直道*; 平井 克明*; et al.

Review of Scientific Instruments, 77(10), p.10E719_1 - 10E719_3, 2006/10

 パーセンタイル:100(Instruments & Instrumentation)

開放端磁場プラズマにおいて端損失するイオン及び電子の同時測定を目的として、小型の静電型端損失電流検出器を提案した。この検出器は、自己収集原理に基づき、金属コレクターからの二次電子放出を抑える。プラズマ閉じ込め磁場を利用することで、付加磁場が不要であるという特徴を持つ。そのため、プラズマ閉じ込め磁場を乱さずに計測が可能で、かつ非常に小型化できる。検出器は、磁場に平行に配置されたバイアスされた陽極と、静電シールドされた陰極から構成される。タンデムミラー装置GAMMA10のエンド部の磁場を模擬したヘルムホルツ・コイルと、イオンビームラインを用いて特性を調べた。この開発した計測器を用いて、GAMMA10において電子サイクロトロン加熱によって生成された高エネルギー電子とイオンの同時入射の条件で、端損失電流計測に適用した。

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