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朝倉 伸幸; 仲野 友英; 増崎 貴*; 芦川 直子*; 上田 良夫*; 田辺 哲朗*; 大野 哲靖*
プラズマ・核融合学会誌, 86(2), P. 124, 2010/02
第13回ITPA「SOLダイバータ物理」トピカルグループ会合の概要を報告した。
本島 修*; 山田 弘司*; 小森 彰夫*; 大藪 修義*; 武藤 敬*; 金子 修*; 川端 一男*; 三戸 利行*; 居田 克巳*; 今川 信作*; et al.
Nuclear Fusion, 47(10), p.S668 - S676, 2007/10
被引用回数：34 パーセンタイル：73.71(Physics, Fluids & Plasmas)大型ヘリカル装置(LHD)では、加熱パワーの増大及び粒子の排気/供給能力の向上に加え、革新的な運転シナリオの発見により、無電流ヘリオトロンプラズマの性能を改善することに成功した。その結果、特に、高密度,長時間運転,高ベータに関して運転領域を拡大することに成功した。LHDにおける多様な研究の結果、無電流ヘリオトロンプラズマの特長が明らかになった。特に、ローカルアイランドダイバータによる排気とペレット入射によるプラズマ中心部への粒子供給を組合せることにより内部拡散障壁(IDB)を形成し、5
10
m
という超高密度のプラズマが得られた。4.5%の体積平均ベータ値や、54分間の放電時間(総入力エネルギー: 1.6GJ、平均入力パワー: 490kW)を達成することにも成功した。本論文では、IDB, 高ベータプラズマ, 長時間運転に関する最近2年間の成果を概括する。
本島 修*; 山田 弘司*; 小森 彰夫*; 大藪 修義*; 金子 修*; 川端 一男*; 三戸 利行*; 武藤 敬*; 居田 克巳*; 今川 信作*; et al.
Proceedings of 21st IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2006) (CD-ROM), 12 Pages, 2007/03
大型ヘリカル装置(LHD)では、加熱パワーの増大及び粒子の排気/供給能力の向上と併せ、無電流ヘリオトロンプラズマの革新的な運転シナリオの開発を行った。その結果、高密度,長時間運転,高ベータに関して運転領域を拡大することに成功した。LHDにおける多様な研究の結果、無電流ヘリオトロンプラズマの特長が明らかになった。特に、ローカルアイランドダイバータによる排気とペレット入射によるプラズマ中心部への粒子供給を組合せることにより内部拡散障壁(IDB)を形成し、
mという超高密度のプラズマが得られた。この結果は魅力的な超高密度核融合炉へ道を開くものである。また、4.5%の体積平均ベータ値や、54分間(総入力エネルギー: 1.6GJ,平均パワー: 490kW)の放電維持時間を得ることにも成功した。本論文では、IDB,高ベータプラズマ,長時間運転に関する最近2年間の成果を概括する。
芦川 直子*; 西村 清彦*; 増崎 貴*; 相良 明男*; 大藪 修義*; 木津 要; 柳生 純一; 信太 祐二; 石本 祐樹*; 宮 直之; et al.
no journal, ,
LHD及びJT-60U真空容器内部に設置した照射サンプルをX線光電子分光装置(XPS)を用いて分析比較した。測定には、LHDで主放電6081ショット,ボロニゼイション3回に曝されたステンレス(SS316)サンプルを、また同様にJT-60Uポート内で主放電1896ショット,ボロニゼイション2回に曝された SS316サンプルを使用した。(1)LHDでは最表面において炭素が20%,酸素が45%であり、それ以降基板界面に至るまで80%のボロン膜が保持されている。JT-60Uでは最表面において炭素が60%であり、その後55%程度のボロン膜が保持されている。このようにLHDと比較すると、JT-60Uでは壁材による堆積層が顕著である。(2)JT-60Uでのボロン膜上の堆積層はトーラス方向に非均一であり、C1s及びO1sのXPSスペクトルピークシフトの結果においても場所により異なる傾向を示す。これはトーラス方向の酸素捕捉能力が非均一であることを示唆している。(3)ボロン膜厚は、LHDではグロー電極の位置に依存するが、JT-60Uではそのような傾向は見受けられなかった。理由の一つとして炭素堆積層がトーラス方向に非均一であることが支配的となっていると考えられる。(4)ボロン膜の厚みは実験サイクル中十分に保持されているため、ボロン化壁による酸素軽減効果はおもにボロン膜の最表面の特性に起因すると考えられる。
染谷 洋二; 飛田 健次; 近藤 正聡*; 上野 健一; 柳原 敏*; 松田 慎三郎*; 波多野 雄治*; 増崎 貴*; 加藤 敬*; 宇藤 裕康; et al.
no journal, ,
炉内からホットセルへ搬出する炉内機器(ブランケットモジュールとダイバータカセット)は、運転中に放射化しており、高い線量率と崩壊熱を有していると共に吸蔵されたトリチウム(T)と表面に吸着したタングステン(W)ダストが内在している。そのため、炉内機器の保管、解体および処分の際には、遠隔保守装置の遮蔽、機器の温度管理、及びダスト等の拡散に留意する必要がある。これより、ホットセル内での保守作業エリアは、工程毎に隔離すると共に自然対流冷却で維持することとした。核熱計算の結果、作業エリア環境を自然対流冷却で維持するためには、半年間は能動的冷却で維持し、遠隔保守装置において細かな保守作業を行うためには少なくとも1年程度は冷却期間が必要であると分かった。したがって、Wダストと吸蔵Tの拡散を防ぐために運転時に使用していた既設配管に3MPa程度の冷却水の系統をメカニカルジョイントで接続し、炉内機器を100
C以下に保った状態で半年間維持し、その後に十分に遮蔽した遠隔保守装置によって、ブランケットモジュールとダイバータを分類し、コンテナー内で一時保管する。この状態で、線量率に主に寄与するコバルト60とその他核種の放射能濃度が低下した段階で、区分を確定・分類後に廃棄体にする事とした。講演では、廃棄物管理シナリオを時系列にそって示すと共にホットセルの概念を報告する。
