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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

Plasma domains and development of operation scenarios in JT-60SA

井手 俊介; 林 伸彦; 本多 充; 浦野 創; 鈴木 隆博; 宮田 良明; 相羽 信行; 白石 淳也; 栗田 源一; 藤田 隆明

Plasma and Fusion Research (Internet), 7(Sp.1), p.2403131_1 - 2403131_4, 2012/09

JT-60SAでは、ITER定常運転やDEMO炉で要求される高規格化ベータプラズマの定常維持を主目標の一つとしている。原子力機構では、このような高規格化ベータプラズマの性能の評価を、種々の計算コードを用いて行っている。このようなプラズマの実現性を評価するには、プラズマ電流のフラットトップでの性能評価だけではなく、そのようなプラズマを得るためのパスがあるかどうか確かめることも重要である。このようなプラズマを得るには、プラズマ電流分布が重要であることがわかっている。本講演では、プラズマ電流立ち上げと形成できるプラズマ電流分布の形のバリエーションやその結果得られるプラズマの性能について報告を行う。

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

Rotational stabilization of resistive wall mode on JT-60U

松永 剛; 武智 学; 相羽 信行; 栗田 源一; 坂本 宜照; 小出 芳彦; 諫山 明彦; 鈴木 隆博; 藤田 隆明; 大山 直幸; et al.

Plasma and Fusion Research (Internet), 4, p.051_1 - 051_7, 2009/11

将来の核融合炉において、経済性の高い高核融合出力を得るためには高圧力プラズマを定常に維持する必要がある。しかしながらこのようなプラズマでは、抵抗性壁モード(RWM)が発生し到達$$beta$$値を制限すると危惧されている。一方、このモードの安定化にプラズマ回転が重要であることが理論的に予想されている。JT-60ではプラズマ回転を制御することで、RWMの安定化に必要なプラズマ回転の閾値を実験的に明らかにした。この実験により、この閾値が従来の予測値の約15%程度であることがわかり、また閾値の$$beta$$依存性が小さいことから、理想壁$$beta$$限界値まで$$beta$$値を到達可能なことが明らかとなった。本論文では、JT-60において実施されたプラズマ回転によるRWM安定化実験の詳細及び、線形MHD安定性コード(MARG2D)の結果との比較などについて報告する。

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

Status of JT-60SA tokamak under the EU-JA broader approach agreement

松川 誠; 菊池 満; 藤井 常幸; 藤田 隆明; 林 孝夫; 東島 智; 細金 延幸; 池田 佳隆; 井手 俊介; 石田 真一; et al.

Fusion Engineering and Design, 83(7-9), p.795 - 803, 2008/12

 被引用回数:13 パーセンタイル:26.45(Nuclear Science & Technology)

JT-60SAは、日欧の幅広いアプローチの下で建設する完全超伝導トカマク装置で、ITERや原型炉への貢献を目指している。2007年の両極の国会批准後、実質的には既に建設段階に移行している。JT-60SAは、既存の建屋,電源,プラズマ加熱装置,計測装置などの、JT-60U設備の最大限の有効利用が前提であり、完全に新作する主たる機器は本体装置のみである。最大プラズマは電流5.5MAで、プラズマ主半径3.06m,アスペクト比2.65,非円形度1.76,三確度0.36である。最大プラズマ加熱入力41MW,プラズマ電流のフラットトップ時間は100秒間である。本論文では、トカマク装置本体だけでなく、プラズマ加熱装置や遠隔保守装置の設計などについても言及するとともに、EUとの技術的な議論を踏まえて行った超伝導導体に関する最近の設計変更案などを紹介し、装置の全体像を明らかにする。

論文

Design optimization for plasma performance and assessment of operation regimes in JT-60SA

藤田 隆明; 玉井 広史; 松川 誠; 栗田 源一; Bialek, J.*; 相羽 信行; 土屋 勝彦; 櫻井 真治; 鈴木 優; 濱松 清隆; et al.

Nuclear Fusion, 47(11), p.1512 - 1523, 2007/11

 被引用回数:20 パーセンタイル:33.8(Physics, Fluids & Plasmas)

プラズマ制御の観点から、JT-60U改修装置,JT-60SAの設計を最適化し、運転領域を評価した。弱磁気シアあるいは負磁気シアを得るために、負イオン源NBIのビームラインを下方に移動し中心をはずれた電流駆動を可能とした。安定化板の開口部に沿って設置された帰還制御コイルにより、抵抗性壁モードを抑制し、理想導体壁の安定性限界に近い高いベータ値が維持できることが示された。供給磁束量から誘導電流駆動によるプラズマ電流維持時間を評価した。高パワー加熱の高ベータプラズマ($$beta$$$$_{rm N}$$$$sim$$2.9)では、非誘導電流駆動割合は50%近くに達し、高密度領域でも100秒間維持が可能である。加熱・電流駆動パワーの増強により完全非誘導電流駆動の領域も拡大された。高非円形度,高三角度の低アスペクト比配位において、核融合炉心相当の高い規格化ベータ値($$beta$$$$_{rm N}$$$$sim$$4.4)と自発電流割合($$f$$$$_{rm BS}$$$$sim$$0.7)での100秒間の完全非誘導電流駆動運転が期待される。

論文

Prospective performances in JT-60SA towards the ITER and DEMO relevant plasmas

玉井 広史; 藤田 隆明; 菊池 満; 木津 要; 栗田 源一; 正木 圭; 松川 誠; 三浦 幸俊; 櫻井 真治; 助川 篤彦; et al.

Fusion Engineering and Design, 82(5-14), p.541 - 547, 2007/10

 被引用回数:9 パーセンタイル:37.95(Nuclear Science & Technology)

JT-60SAはITERサテライトトカマクとして位置づけられ、ITER支援研究とITER補完研究の二つの使命を併せ持ち、日本とEUとが共同で設計・建設・実験を実施する装置である。昨年度実施された基本的な装置仕様にかかわる検討を経て、ITERへの貢献を高める観点から加熱入力が41MW,100秒間に増強された。この加熱入力で実現可能なプラズマ性能を検討するために、プラズマ解析コードを用いて予測評価を行った。その結果、完全非誘導電流駆動の運転シナリオが高密度領域において拡張されるとともに、高い等価エネルギー増倍率と高い規格化ベータ値の同時達成の裕度が拡張されるなど、ITER及び原型炉を指向した研究を展開するにふさわしい装置性能を有することが示された。

論文

SlimCS; Compact low aspect ratio DEMO reactor with reduced-size central solenoid

飛田 健次; 西尾 敏; 佐藤 正泰; 櫻井 真治; 林 孝夫; 芝間 祐介; 礒野 高明; 榎枝 幹男; 中村 博文; 佐藤 聡; et al.

Nuclear Fusion, 47(8), p.892 - 899, 2007/08

 被引用回数:47 パーセンタイル:11.45(Physics, Fluids & Plasmas)

コンパクトな核融合原型炉概念SlimCSについて報告する。この原型炉は通常のトカマク炉と比べると小規模な中心ソレノイドコイル(CS)を採用している点に特徴がある。通常、CSの主要な役割はポロイダル磁束の供給とされるが、これをプラズマ形状制御とみなすことでCSの大幅な小型化が可能であり、これによりトロイダルコイルの軽量化しいては炉本体重量の低減が期待できる。さらに、CSの小型化はプラズマの低アスペクト比(=2.6)化を可能にし、高楕円度,大プラズマ電流化,高ベータ化など炉心プラズマの高出力密度を実現するうえで望ましい条件が整う。この結果、SlimCSはARIES-RSのような先進トカマク炉概念と同規模の炉寸法でありながら、比較的無理のない炉心プラズマ条件でほぼ同等の核融合出力を発生するメリットを持つ。

論文

Effects of "sharpness" of the plasma cross-section on the MHD stability of tokamak edge plasmas

相羽 信行; 徳田 伸二; 滝塚 知典; 栗田 源一; 小関 隆久

Nuclear Fusion, 47(4), p.297 - 304, 2007/04

 被引用回数:13 パーセンタイル:48.68(Physics, Fluids & Plasmas)

H-modeプラズマにおいて発生するエッジローカライズモードの原因の一つは、トカマク周辺領域で現れる理想MHDモードであることが明らかにされており、その安定性は周辺部のプラズマ閉じこめ性能に影響を与える。この理想MHDモードは、中間程度のトロイダルモード数n($$sim$$5$$leq$$n$$leq$$30)を持つ「ピーリング・バルーニングモード」と呼ばれており、その安定性は楕円度や三角度などのパラメータで表されるプラズマ形状に依存することが理論的・実験的に明らかにされてきた。本研究では、このピーリング・バルーニングモードの安定性に影響を与える新たな形状パラメータとして「尖り度」を定義し、このパラメータの安定性に対する影響を数値計算により調べた。その結果、尖り度を大きくすることはトカマク周辺領域の理想MHD安定性を改善することを明らかにし、さらにこの安定化効果は平衡の三角度が比較的小さい場合に特に有効であることを示した。これにより、この尖り度がH-modeプラズマの閉じこめ性能を改善するうえで重要なパラメータであることを示した。

論文

Effects of "Sharpness" of the plasma cross-section on the stability of peeling-ballooning modes in tokamaks

相羽 信行; 徳田 伸二; 滝塚 知典; 栗田 源一; 小関 隆久

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

トカマク周辺領域で現れる理想MHDモードは、H-modeプラズマにおいて発生するエッジローカライズモード(ELMs)の原因のひとつであり、周辺部のプラズマ閉じ込め性能に影響を与える。この理想MHDモードはピーリング・バルーニングモードと呼ばれる中間のトロイダルモード数n($$sim$$5$$leq$$n$$leq$$$$sim$$30)を持つものであり、その安定性は楕円度,三角度と呼ばれるパラメータで表されるプラズマの形状に依存することが理論的・実験的に示されてきた。本研究では同モードの安定性に影響を与える新たな形状パラメータとして「プラズマ上部における尖り度」を最外殻磁気面の上端における曲率を用いて定義し、このパラメータに対するピーリング・バルーニングモードの安定性の影響を調べた。数値計算の結果、尖り度を大きくすることはトカマク周辺の理想MHD安定性を改善することを明らかにし、同パラメータが閉じ込め性能の良いH-modeプラズマを実現するうえで重要な形状パラメータであることを示した。

論文

Plasma rotation and wall effects on resistive wall mode in JT-60U

武智 学; 松永 剛; 小関 隆久; 相羽 信行; 栗田 源一; 諌山 明彦; 小出 芳彦; 坂本 宜照; 藤田 隆明; 鎌田 裕; et al.

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

磁場によるブレーキングを用いずにNBIの運動量を換えることによりプラズマの回転を変えてRWMの起こるプラズマ回転を調べる初めての実験を行った。JT-60Uでは新しくフェライト鋼を導入することによりNBIの高速イオンのリップル損失を減らすことにより壁近くで自由境界限界を超える実験が可能となった。回転がない場合、自由境界限界付近でRWMが発生したが、回転が大きい場合には小さい場合に比べ高いベータを得ることが可能となった。これらの結果をプラズマの圧力及び回転,電流の分布を用いて理論予測との比較を行った。また、RWMの起こるプラズマ回転の閾値はこれまで他のトカマクでの報告の値より半分未満であった。

論文

Identification of a low plasma-rotation threshold for stabilization of the resistive-wall mode

武智 学; 松永 剛; 相羽 信行; 藤田 隆明; 小関 隆久; 小出 芳彦; 坂本 宜照; 栗田 源一; 諌山 明彦; 鎌田 裕; et al.

Physical Review Letters, 98(5), p.055002_1 - 055002_4, 2007/02

 被引用回数:95 パーセンタイル:5.43(Physics, Multidisciplinary)

抵抗性壁モード(RWM)を安定化させるために必要なプラズマ回転の最小値を接線中性粒子ビームによる外部からの運動量入力を用いてプラズマ回転を制御することにより調べた。観測された閾値はアルフヴェン速度の0.3%でこれまでの磁気ブレーキを用いた実験結果に比べて非常に小さい。この低い閾値は理想壁のある場合でのベータ限界付近までほとんどベータ依存性を持たない。これらの結果は将来の核融合炉のような小さな回転でしか回転しない大きなプラズマにおいて、RWMを安定化させるための帰還制御の性能の要求を大きく低減することを示唆している。

論文

Effect of plasma-wall separation on the stability of resistive wall modes in the JT-60U tokamak

松永 剛; 武智 学; 栗田 源一; 小関 隆久; 鎌田 裕; JT-60チーム

Plasma Physics and Controlled Fusion, 49(1), p.95 - 103, 2007/01

 被引用回数:8 パーセンタイル:63.85(Physics, Fluids & Plasmas)

プラズマを取り囲む導体壁の有限抵抗により、理想MHD不安定性は壁の沁み込み時間程度で成長する抵抗性壁モード(RWM)となる。このモードは自由境界$$beta$$限界値を超えた領域で最大到達$$beta$$値を制限すると言われており、その物理的性質及び安定化機構の解明は高$$beta$$プラズマ定常維持プラズマにおいて重要である。そこでRWMの物理的性質解明のために、JT-60Uトカマクにおいて電流駆動型RWMを発生させ、プラズマと壁との距離をスキャンする実験をオーミックプラズマを用いて行った。その結果、プラズマを壁に近づけると成長率が小さくなることを確認し、導体壁の壁位置によるRWMの安定化効果を実験的に観測した。

論文

Roles of the double tearing mode on the formation of a current hole

津田 孝; 栗田 源一; 藤田 隆明

Journal of Plasma Physics, 72(6), p.1149 - 1152, 2006/12

 被引用回数:2 パーセンタイル:91.14(Physics, Fluids & Plasmas)

中心を外れた自発電流や電流駆動が十分に大きいときは中心部に電圧が逆にかかり逆方向の電流が流れるはずである。しかし実験ではほとんどゼロの電流密度の領域(電流ホール)が観測される。以前の論文において磁気流体シミュレーションにより電流ホール形成機構を解析した。ところが電流ホールを持つ配位はダブル・テアリング・モードが不安定となる可能性があるため、磁気流体シミュレーションにより電流ホール形成にこのモードが果たす役割を検討した。

論文

Overview of national centralized tokamak program; Mission, design and strategy to contribute ITER and DEMO

二宮 博正; 秋場 真人; 藤井 常幸; 藤田 隆明; 藤原 正巳*; 濱松 清隆; 林 伸彦; 細金 延幸; 池田 佳隆; 井上 信幸; et al.

Journal of the Korean Physical Society, 49, p.S428 - S432, 2006/12

現在検討が進められているJT-60のコイルを超伝導コイルに置き換える計画(トカマク国内重点化装置計画)の概要について述べる。本計画はITER及び原型炉への貢献を目指しているが、その位置づけ,目的,物理設計及び装置設計の概要,今後の計画等について示す。物理設計については、特に高い規格化ベータ値を実現するためのアスペクト比,形状因子及び臨界条件クラスのプラズマや完全非誘導電流駆動のパラメータ領域等について、装置については物理設計と整合した設計の概要について示す。

論文

Stability of double tearing mode in current hole configuration

津田 孝; 栗田 源一; 藤田 隆明

Journal of the Korean Physical Society, 49, p.S83 - S86, 2006/12

トカマクでは自発電流や周辺部への電流駆動が大きい場合、中心部に掛かる電圧が逆向きになる場合がある。このとき中心部の電流は逆方向には流れず、ほぼ電流密度がゼロの領域が出現する。このような凹状の電流分布ではダブル・テアリング・モードが不安定となることが予想される。実際、JETの実験では電磁現象が観測されている。一方、JT-60の電流ホール実験ではそのような揺動は観測されていない。簡約化磁気流体コードを用いたシミュレーションにより、電流ホール現象においてダブル・テアリング・モードが果たしている役割を明らかにする。

論文

Compatibility of reduced activation ferritic steel wall with high performance plasma on JFT-2M

都筑 和泰; 神谷 健作; 篠原 孝司; Bakhtiari, M.*; 小川 宏明; 栗田 源一; 武智 学; 河西 敏; 佐藤 正泰; 川島 寿人; et al.

Nuclear Fusion, 46(11), p.966 - 971, 2006/11

 被引用回数:15 パーセンタイル:46.35(Physics, Fluids & Plasmas)

JFT-2Mでは、発電実証炉のブランケット構造材の有力候補である低放射化フェライト鋼のプラズマへの適用性を調べる「先進材料プラズマ試験」を段階的に進めてきた。核融合原型炉では壁安定化効果を利用して規格化ベータ3.5$$sim$$5.5程度のプラズマを生成することが想定されているため、フェライト鋼のような強磁性体壁をプラズマに近づけた時のMHD安定化への影響を評価することは応用上重要である。そこで、壁とプラズマとの距離を変え、安定化効果を調べる実験を行った。まずプラズマの位置,圧力をより正確に評価するための平衡計算コードの改良を行った。改良後のコードを実験と比較し、良い一致が見られた。そのうえでプラズマを壁に近づける実験を行い、プラズマ小半径で規格化した壁との距離が1.3程度の範囲までフェライト鋼壁と高規格化ベータプラズマが共存し得ることを実証した。また、壁との距離以外の条件が共通しているデータセットを抽出し、壁に近い配位の方が(1)$$beta$$限界が上昇する,(2)コラプスに至る時定数が長くなるなど、壁安定化効果の存在を示唆するデータが得られた。

論文

Poloidal field coil configuration and plasma shaping capability in NCT

松川 誠; 玉井 広史; 藤田 隆明; 木津 要; 櫻井 真治; 土屋 勝彦; 栗田 源一; 森岡 篤彦; 安藤 俊就; 三浦 友史

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 16(2), p.914 - 917, 2006/06

 被引用回数:4 パーセンタイル:67.29(Engineering, Electrical & Electronic)

本論文は、ITERと同様に発電実証炉への貢献を目指すトカマク国内重点化装置(NCT)のポロイダル磁場(PF)コイルの配置設計についてまとめたものである。核融合炉の電力売価は、建設費と核融合出力で決まり、核融合出力はプラズマの規格化ベータ値の約2乗に比例して増大する。このため、高ベータプラズマの実現が経済的な核融合実現の鍵であり、具体的には、理想MHD限界に近い高規格化ベータ値の達成が求められている。プラズマの断面形状パラメータS(=q95*Ip/a*Bt)は、限界ベータ値と相関があると考えられており、核融合炉の設計までに、これらの最適値を検証する必要がある。このため、NCTではアスペクト比やプラズマ断面形状制御性能でITERよりも広い運転領域をカバーすることを目標にしてPFコイルの配置設計を行った。結果的には、アスペクト比が2.6から3.4の領域を、プラズマの形状パラメータSはダブルヌル配位で最大7程度、シングルヌル配位で最大6程度を得ることができた。さらに小断面PFコイルを追加することでプラズマの四角度の制御性が改善できることも明らかにした。

論文

Overview of the national centralized tokamak programme

菊池 満; 玉井 広史; 松川 誠; 藤田 隆明; 高瀬 雄一*; 櫻井 真治; 木津 要; 土屋 勝彦; 栗田 源一; 森岡 篤彦; et al.

Nuclear Fusion, 46(3), p.S29 - S38, 2006/03

 被引用回数:13 パーセンタイル:51.64(Physics, Fluids & Plasmas)

トカマク国内重点化装置(NCT)計画は、大学における成果を取り込みつつJT-60Uに引き続き先進トカマクを進めるための国内計画である。NCTのミッションは発電実証プラントに向けて高ベータ定常運転を実現するとともに、ITERへの貢献を図ることである。高ベータ定常運転を実現するために、装置のアスペクト比,形状制御性,抵抗性壁モードの帰還制御性,電流分布と圧力分布の制御性の機動性と自由度を追求した。

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