検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 53 件中 1件目~20件目を表示

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

論文

大型水槽内でのレーザー切断時における粉じん挙動データの取得

宮本 勇太; 植村 勝*; 吉川 勝裕*; 安藤 静治*

令和2年度公益財団法人若狭湾エネルギー研究センター研究年報,23, P. 40, 2021/10

新型転換炉原型炉「ふげん」の原子炉構造材を模した試験体(コールド材料)を用いて、実機解体を想定した水深約10mの試験水槽内でレーザ切断を実施した。切断時に発生する粉じんやドロス等の粒子状物質について、切断速度等の切断条件の違いによる気中及び水中への移行量等の挙動データを取得した。

論文

Inter-code comparison benchmark between DINA and TSC for ITER disruption modelling

宮本 斉児*; 諫山 明彦; Bandyopadhyay, I.*; Jardin, S. C.*; Khayrutdinov, R. R.*; Lukash, V.*; 草間 義紀; 杉原 正芳*

Nuclear Fusion, 54(8), p.083002_1 - 083002_19, 2014/08

 被引用回数:26 パーセンタイル:83.69(Physics, Fluids & Plasmas)

DINAとTSCはトカマク平衡に関する2次元コードであり、ITERのディスラプションのモデリングにも用いられている。今回、そのモデリングの妥当性を検証するために、ベンチマークシナリオを用いたコード間の比較を行った。DINAとTSCで用いられているシミュレーションモデルは、抵抗性拡散の時間スケールで等価であるはずであるが、コード間の違いをベンチマークで考慮することが困難であったため、これまで、互いに同じ結果が得られるかどうかは確かめられていなかった。本論文では、コード間の違いを考慮して比較を行えば、高い精度でシミュレーション結果が一致することを示した。このことは、DINAやTSCによる計算結果が正しいことの裏付けになるが、ハロー電流および第一壁中の電流経路が関わってくるときには、単純に結論することはできない。DINAでは磁気面平均された電流拡散方程式が解かれているため、近似的にしか壁の中を流れる電流を扱うことができない。一方、TSCはそのような制限なしにより現実的にハロー電流を取り扱うことができる。TSCコードとの比較により、DINAのハロー電流モデルを検証した。また、各コードの特性を明らかにし、ITERでのディスラプション予測に及ぼす影響を議論した。

論文

Role of the electron temperature in the current decay during disruption in JT-60U

柴田 欣秀; 諫山 明彦; 松永 剛; 河野 康則; 宮本 斉児*; Lukash, V.*; Khayrutdinov, R.*; JT-60チーム

Plasma and Fusion Research (Internet), 9(Sp.2), p.3402084_1 - 3402084_5, 2014/06

トカマク装置におけるディスラプション現象ではプラズマ電流が急激に減少する電流クエンチが存在する。この電流クエンチ時にはプラズマ電流の減衰率に比例して真空容器等に電磁力が発生するため、プラズマ電流の減衰を抑制する必要がある。今までの研究においては電流クエンチ初期では電子温度分布の変化が電流減衰時間を決定していることが明らかにされている。本研究では電流クエンチ初期以降のプラズマ電流の減衰に電子温度が与える影響を調べるため、ディスラプションコードDINAを用いて電流クエンチ全体のシミュレーションを実施した。電流クエンチの初期は計測された電子温度分布を、初期以降は仮定した電子温度分布を用いて計算を行った。電子温度が計測できている最後の時刻以降は変化しないと仮定した場合、計測されたプラズマ電流値と近い時間変化が得られた。しかし、電流クエンチ初期以降では電子温度は計測限界値以下まで減少しているため、今回用いた仮定は実際の状況とは異なる。また、プラズマ断面積の振る舞いも実際に評価したものとは異なっていた。プラズマ電流の減少は様々なパラメータが関与するため、電子温度分布の影響を切り分ける必要がある。DINAコードを使用して様々な電子温度モデルで計算することにより、電子温度がプラズマ電流の減衰に与える影響を調査した結果を発表する。

論文

The Effect of the electron temperature and current density profiles on the plasma current decay in JT-60U disruptions

柴田 欣秀; 諫山 明彦; 宮本 斉児*; 河上 翔*; 渡邊 清政*; 松永 剛; 河野 康則; Lukash, V.*; Khayrutdinov, R.*; JT-60チーム

Plasma Physics and Controlled Fusion, 56(4), p.045008_1 - 045008_8, 2014/04

 被引用回数:2 パーセンタイル:12.49(Physics, Fluids & Plasmas)

JT-60Uのディスラプションにおいて、電流クエンチ初期のプラズマ電流の減衰をディスラプションシミュレーションコード(DINA)と計測された電子温度分布を用いて計算した。電流減衰時間が短い放電では、熱クエンチ直後の電子温度分布は既にピークしており、電流クエンチ中にあまり変化しなかった。一方、電流減衰時間が長い放電では、熱クエンチ直後の電子温度分布は電流減衰時間が短い放電に比べて広がりを持っており、電流クエンチ中に電子温度分布の収縮が観測された。そのような放電では、プラズマ外部インダクタンスはほとんど変化しないが、プラズマ内部インダクタンスの増加がDINAコードの計算でも観測された。一連の計算により、プラズマ内部インダクタンスの増加は、周辺領域の電子温度が減少し、プラズマ中心に電流が拡散することにより発生していることが分かった。また、本研究ではDINAコードを用いることにより、プラズマ周辺部の電子温度の加熱を用いることによりプラズマ電流の減衰時間を長くする方法を提案した。

論文

Simulation of VDE under intervention of vertical stability control and vertical electromagnetic force on the ITER vacuum vessel

宮本 斉児; 杉原 正芳*; 新谷 吉郎*; 中村 幸治*; 利光 晋一*; Lukash, V. E.*; Khayrutdinov, R. R.*; 杉江 達夫; 草間 義紀; 芳野 隆治*

Fusion Engineering and Design, 87(11), p.1816 - 1827, 2012/11

 被引用回数:11 パーセンタイル:69.17(Nuclear Science & Technology)

Vertical displacement events (VDEs) and disruptions usually take place under intervention of vertical stability (VS) control and the vertical electromagnetic force induced on vacuum vessels is potentially influenced. This paper presents assessment of the force that arises from the VS control in ITER VDEs using a numerical simulation code DINA. The focus is on a possible malfunctioning of the VS control circuit: radial magnetic field is unintentionally applied to the direction of enhancing the vertical displacement further. Since this type of failure usually causes the largest forces (or halo currents) observed in the present experiments, this situation must be properly accommodated in the design of the ITER vacuum vessel. DINA analysis shows that although the VS control modifies radial field, it does not affect plasma motion and current quench behavior including halo current generation because the vacuum vessel shields the field created by the VS control coils. Nevertheless, the VS control modifies the force on the vessel by directly acting on the eddy current carried by the conducting structures of the vessel. Although the worst case was explored in a range of plasma inductance and pattern of VS control, the result confirmed that the force is still within the design margin.

論文

Effects of ELM mitigation coils on energetic particle confinement in ITER steady-state operation

谷 啓二*; 篠原 孝司; 及川 聡洋*; 筒井 広明*; 宮本 斉児; 草間 義紀; 杉江 達夫

Nuclear Fusion, 52(1), p.013012_1 - 013012_21, 2012/01

 被引用回数:30 パーセンタイル:82.76(Physics, Fluids & Plasmas)

The effects of the ELM mitigation coils (ELM coils) on the loss of NB-produced fast ions and fusion-produced alpha particles were investigated using an orbit following Monte-Carlo code. The ELM Mitigation Coil field (EMC field) may cause a significant loss of fast ions produced by NBI on the order of 4-5% for a 9MA steady-state ITER scenario. The loss strongly depends upon the toroidal mode number $$n$$ of the EMC field. A significant loss occurs only in the case of $$n=4$$. The resonance of fast-ion trajectories with the EMC field is important to the loss of fast ions. When the number of ELM coils in each toroidal row is 9, the main toroidal mode $$n=4$$ is accompanied by a complementary mode $$n_c=5$$. Concerning the resonance of fast-ion trajectories, the anti-resonant surfaces of $$n=4$$ are very close to the resonant surfaces of $$n_c=5$$ and vice versa. Since the resonance effect is dominant compared to the anti-resonance, the collaboration of the main and complementary modes effectively enlarges the resonant regions. The peak heat load due to the loss of NB-produced fast ions near the upper ELM coils is in a range that requires attention. Most loss particles hit the inner side of the torus of the dome in the ITER divertor. The loss of alpha particles is acceptably low at less than 0.5%.

論文

Current ramps in tokamaks; From present experiments to ITER scenarios

Imbeaux, F.*; Citrin, J.*; Hobirk, J.*; Hogeweij, G. M. D.*; K$"o$chl, F.*; Leonov, V. M.*; 宮本 斉児; 中村 幸治*; Parail, V.*; Pereverzev, G. V.*; et al.

Nuclear Fusion, 51(8), p.083026_1 - 083026_11, 2011/08

 被引用回数:35 パーセンタイル:84.28(Physics, Fluids & Plasmas)

In order to prepare adequate current ramp-up and ramp-down scenarios for ITER, present experiments from various tokamaks have been analysed by means of integrated modelling in view of determining relevant heat transport models for these operation phases. A set of empirical heat transport models for L-mode has been validated on a multi-machine experimental dataset for predicting the $$l_i$$ dynamics within $$pm$$0.15 accuracy during current ramp-up and ramp-down phases. The most accurate heat transport models are then applied to projections to ITER current ramp-up, focusing on the baseline inductive scenario (main heating plateau current of $$I_p = 15$$ MA). These projections include a sensitivity study to various assumptions of the simulation. While the heat transport model is at the heart of such simulations, more comprehensive simulations are required to test all operational aspects of the current ramp-up and ramp-down phases of ITER scenarios. Recent examples of such simulations, involving coupled core transport codes, free-boundary equilibrium solvers and a poloidal field (PF) systems controller are also described, focusing on ITER current ramp-down.

論文

Linear response model of the vertical electromagnetic force on a vessel applicable to ITER and future tokamaks

宮本 斉児

Plasma Physics and Controlled Fusion, 53(8), p.082001_1 - 082001_7, 2011/08

 被引用回数:4 パーセンタイル:21.51(Physics, Fluids & Plasmas)

トカマクや球形トカマク等の軸対象な磁場閉じ込め核融合装置の真空容器には、垂直移動現象(VDE)とそれによって引き起こされるディスラプションにより、大きな電磁力が及ぼされる。この力が、真空容器支持構造や容器内機器の強度の決定にとって重要な因子になっており、ITER等の将来の装置に置ける電磁力を予測する取り組みに努力が払われている。VDEやディスラプション時の電流崩壊によって真空容器に誘導される渦電流やハロー電流のため、電磁力の解析は複雑となり、通常計算機シミュレーションが必要となる。これまで、DINAコードを用いた計算により、ITERの垂直電磁力データベースが作成されているが、シミュレーションデータを系統的に説明できる理論は存在していない。本論文では、真空容器に働く垂直電磁力の計算を、線形応答の問題として再定式化した。最初に、真空容器のハロー電流と渦電流の煩雑な計算が、垂直電磁力のソース項であるポロイダル磁場(PF)コイルがプラズマに及ぼす力の計算に還元されることを示す。計算は、真空容器に流れる電流を全く考慮することなく行うことが可能である。次に、垂直電磁力は真空容器の電磁遮蔽による線形応答の結果として現れることを示す。このモデルにより、垂直電磁力を解析的に計算することが可能となった。応用例として、垂直電磁力の電流消滅時間依存性の解析的な導出を行った。得られた解析式により、DINAによる数値計算結果がよく再現できることを示した。

論文

Current ramps in tokamaks; From present experiments to ITER scenarios

Imbeaux, F.*; Basiuk, V.*; Budny, R.*; Casper, T.*; Citrin, J.*; Fereira, J.*; 福山 淳*; Garcia, J.*; Gribov, Y. V.*; 林 伸彦; et al.

Proceedings of 23rd IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2010) (CD-ROM), 8 Pages, 2011/03

In order to prepare adequate current ramp-up and ramp-down scenarios for ITER, present experiments from various tokamaks have been analysed by means of integrated modelling in view of determining relevant heat transport models for these operation phases. The most accurate heat transport models are then applied to projections to ITER current ramp-up, focusing on the baseline inductive scenario (main heating plateau current of Ip = 15 MA). These projections include a sensitivity studies to various assumptions of the simulation. Recent examples of such simulations, involving coupled core transport codes, free boundary equilibrium solvers and a poloidal field (PF) systems controller are described in the second part of the paper, focusing on ITER current ramp-down.

論文

TSC modelling of major disruption and VDE events in NSTX and ASDEX-upgrade and predictions for ITER

Bandyopadhyay, I.*; Gerhardt, S.*; Jardin, S.*; Sayer, R. O.*; 中村 幸治*; 宮本 斉児; Pautasso, G.*; 杉原 正芳*; ASDEX Upgrade Team*; NSTX Team*

Proceedings of 23rd IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2010) (CD-ROM), 8 Pages, 2010/10

垂直移動現象(VDE)とプラズマの電流崩壊(メジャーディスラプション:MD)は、ITERの機器に大きな電磁力を及ぼす。ITERの堅牢な設計のためには、これらの現象で生じる電磁力を的確なモデルにより評価しなければならない。従来、ITERの電磁力評価は、ディスラプション解析コードDINAを用いて行われてきた。しかし、特定のコードで用いられているハローモデルのさまざまな前提条件によって、VDEやMDのシミュレーション結果が大きく影響されるため、トカマクシミュレーションコード(TSC)のような他のコードによって計算結果を検証するとともに、実験データによりコードを検証し、モデルを改良していくことが重要である。NSTXトカマクとASDEX-Uトカマクという特性の異なるトカマクにおけるVDEとMDをTSCによって解析したところ、装置によらず同じハローモデルで実験データを説明できることがわかった。また、両トカマクの実験データを用いて改良を行ったモデルによって、ITERにおけるモデル計算を行った。電流崩壊が速い場合には、TSCの計算結果と従来行われてきたDINAの計算結果は比較的一致したが、電流崩壊が遅い場合には大きな違いが見られ、その原因を探ることが今後の課題である。

論文

Current ramps in tokamaks; From present experiments to ITER scenarios

Imbeaux, F.*; Basiuk, V.*; Budny, R.*; Casper, T.*; Citrin, J.*; Fereira, J.*; 福山 淳*; Garcia, J.*; Gribov, Y. V.*; 林 伸彦; et al.

Proceedings of 23rd IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2010) (CD-ROM), 8 Pages, 2010/10

ITERでの電流立ち上げ・立ち下げシナリオの準備に向けて、これら運転状態においてどの熱輸送モデルが適切であるかを決定するために、代表的なトカマクでの現在の実験結果を統合モデルシミュレーションにより解析した。本研究では、トカマク実験の解析結果をもとに、ITER標準誘導運転(プラズマ電流15MA)の電流立ち上げ・立ち下げシナリオでの予測を行った。統合モデルシミュレーション結果を、ASDEX Upgrade, C-Mod, DIII-D, JET, Tore Supraのオーミック加熱プラズマ及び外部加熱・電流駆動プラズマ実験データと比較することにより、さまざまな輸送モデルの検証を行った。最も実験結果の再現性の良かった幾つかのモデルを用いて、ITERの電流立ち上げ・立ち下げ段階での電子密度・電流密度プロファイルの予測を行った。電子温度プロファイルには輸送モデルによって大きな差が見られたが、最終的な電流密度プロファイルはモデル間でよく一致することがわかった。

論文

TSC modelling approach to mimicking the halo current in ASDEX upgrade disruptive discharges

中村 幸治*; Pautasso, G.*; 杉原 正芳*; 宮本 斉児; 利光 晋一; 芳野 隆治; ASDEX Upgrade Team*

Proceedings of 37th European Physical Society Conference on Plasma Physics (EPS 2010) (CD-ROM), 4 Pages, 2010/06

ITERの真空容器及び容器内構造物への電磁力負荷の要因として特に重要なものは、VDE(垂直移動現象)の際に流れる大きなハロー電流である。これまでに、DINAコードによるJT-60のハロー電流解析の例は知られているものの、ハロー電流モデルの開発はまだ十分とは言えない状況である。最近、幾つかの実験グループによりハロー電流データが系統的に取得されており、軸対称2次元自由境界コードであるTSCによりデータを検証し、ハロー電流モデルを発展させることが必要とされている。本研究では、VDEの挙動と最大ハロー電流値の関係について理解を深めるため、ASDEXアップグレードのディスラプション放電を対象として解析を行った。高温のプラズマがゆっくりと下方向に動いていき、電流崩壊の間に急激な下方向VDEが起こるという観測結果を模擬するために、TSCにより系統的シミュレーションを行った。ハロー領域の温度と幅は、観測されているハロー電流値を再現するように決定した。この場合の下向きVDEの挙動は、実験での観測と良く一致した。ITERのディスラプション時のハロー電流挙動の予測を行うためには、ASDEXアップグレードの他の放電に対しても同様な解析を行っていくことが必要であり、現在実施中である。

論文

Modeling of L-H/H-L transition in TSC simulation using JT-60U experimental data

宮本 斉児; 中村 幸治*; 林 伸彦; 大山 直幸; 竹永 秀信; 杉江 達夫; 草間 義紀; 芳野 隆治

Proceedings of 36th European Physical Society Conference on Plasma Physics (CD-ROM), 4 Pages, 2009/07

燃料供給,ダイバーター排気,荷電交換による浸透,壁の吸蔵等の中性粒子の動的過程のため、ITERプラズマの振舞、例えばプラズマ電流立ち下げ時のH-L逆遷移などの解析は複雑なものとなる。最近、われわれは、L-H及びH-L遷移時のプラズマの振る舞いを記述する比較的簡便なモデルを開発し、TSCコードに組み込んだ。このモデルをJT-60Uの実験結果と比較した。この実験では、電子サイクロトロン(EC)波入射によってHモード遷移が起こっており、NBIによる中性粒子の影響を受けずに、閉じ込めの変化が中性粒子に及ぼす影響を見ることができる。シミュレーションの結果、実験のD$$_alpha$$信号から推測される中性粒子の挙動をある程度説明できることが示された。このモデルは、さらなる改良が必要ではあるが、ITERのシナリオ開発に有用であると結論できる。

論文

TSC simulation of ITER plasma termination scenario with stable H-L mode transition and avoidance of radiation collapse

中村 幸治*; 宮本 斉児; 利光 晋一; 杉江 達夫; 草間 義紀; 芳野 隆治

Proceedings of 36th European Physical Society Conference on Plasma Physics (CD-ROM), 4 Pages, 2009/07

新たに開発したD-T燃料供給・排気モデルを組み込んだトカマクシミュレーションコード(TSC)を用いて、15MAのプラズマ電流を200秒の間に1.5MAまで落とすITERの放電停止シナリオを評価した。プラズマ電流が10MAに減少した600秒の時点で、核燃焼$$alpha$$粒子加熱を止めるためNBの補助加熱を停止し、同時に、Hモード境界輸送障壁のペデスタル構造を意図的に取り除くことでエネルギー閉込めをHモードからLモードに切り替えた。これにより、真空容器内に中性粒子が蓄積する一方プラズマ密度が減少する様子や周辺自発電流の消滅、これによる内部インダクタンスの急増などH-Lモード遷移の際の詳細挙動を調べ、ITER排気システムの性能を評価した。さらに、H-Lモード遷移を起こすと放電を止めてしまう放射崩壊が発生する可能性があることを初めて示した。また、H-Lモード遷移後、170GHzのO-mode波を用いた電子サイクロトロン(EC)加熱をすることで放射崩壊のリスクを回避できることを明らかにした。

論文

Thickness distribution of high-speed free-surface lithium flow simulating IFMIF target

近藤 浩夫*; 金村 卓治*; 杉浦 寛和*; 山岡 信夫*; 宮本 斉児*; 井田 瑞穂; 中村 博雄; 松下 出*; 室賀 健夫*; 堀池 寛*

Fusion Engineering and Design, 84(7-11), p.1086 - 1090, 2009/06

 被引用回数:7 パーセンタイル:48.67(Nuclear Science & Technology)

国際核融合材料照射施設(IFMIF)の液体リチウム(Li)ターゲットはノズルにより平坦な自由表面流れとして形成され、約15m/sの高速で流れる。この液体Liターゲットの平坦度に焦点を当てて以下のように研究を実施した。IFMIFの1/2.5スケールの試験部を有する大阪大学LiループでのLi流実験では、本実験のために開発した接触方式でLi流の厚さを測定した。Kelvin航跡に関する解析的研究及び流路側壁近傍の航跡に関する数値計算もまた実施し、実験結果と比較した結果、実験及び接触角140度を仮定した数値計算での航跡の波頂は両方とも解析モデル上の等位相線と良い一致を示した。航跡の発生はLiと構造材(本研究では304SS)との間の濡れ性に依存するようである。

論文

Development of velocity measurement on a liquid lithium flow for IFMIF

杉浦 寛和*; 近藤 浩夫*; 金村 卓治*; 丹羽 勇太*; 山岡 信夫*; 宮本 斉児*; 井田 瑞穂; 中村 博雄; 松下 出*; 室賀 健夫*; et al.

Fusion Engineering and Design, 84(7-11), p.1803 - 1807, 2009/06

 被引用回数:3 パーセンタイル:26.15(Nuclear Science & Technology)

国際核融合材料照射施設(IFMIF)の液体リチウム(Li)ターゲットへ適用できる計測系を開発するため、IFMIFの1/2.5スケールのノズルを有し、幅70mm,厚さ10mmの平坦な噴流を発生する大阪大学Liループで、Li流の流速測定を実施した。PIV法を応用して、流れ上の表面波の輝度パターンを追跡することで、局所的なLi流速分布を測定した。得られた流速は以前の水実験でのものと良い一致を示した。また、局所的な表面流速低下はIFMIFターゲットの重陽子照射域に相当する領域では緩和され、無視できるほど小さいことが明らかとなった。

論文

Measurement of free surface of liquid metal lithium jet for IFMIF target

近藤 浩夫*; 金村 卓治*; 山岡 信夫*; 宮本 斉児*; 井田 瑞穂; 中村 博雄; 松下 出*; 室賀 健夫*; 堀池 寛*

Fusion Engineering and Design, 82(15-24), p.2483 - 2489, 2007/10

 被引用回数:7 パーセンタイル:49.85(Nuclear Science & Technology)

IFMIFのためのリチウム流実験を大阪大学で実施し、二段絞りノズルで形成される厚さ10mm,幅70mmの平板状リチウム流を流速15m/sまで試験した。本論文ではパターン投影法について報告する。これは縞状パターンを流れ表面に投影して非接触で行う映像測定法である。流れ表面の高低に応じて歪む投影パターンを観測し、それを解析することにより三次元的な表面形状が求まる。この測定法により、リチウム流により鋸歯状に侵食されたノズル出口から発生する航跡の観測に成功した。

論文

Investigation of free-surface fluctuations of liquid lithium flow for IFMIF lithium target by using an electro-contact probe

金村 卓治*; 近藤 浩夫*; 山岡 信夫*; 宮本 斉児*; 井田 瑞穂; 中村 博雄; 松下 出*; 室賀 健夫*; 堀池 寛*

Fusion Engineering and Design, 82(15-24), p.2550 - 2557, 2007/10

 被引用回数:21 パーセンタイル:81.84(Nuclear Science & Technology)

IFMIFリチウムターゲット流の特性の研究のため、大阪大学のリチウムループを用いて実験を実施した。本実験では、流れ表面との接触・非接触の状態を電圧データとして取り込む電気接触式プローブを用いて水平流れの自由表面の変動を直接測定した。プローブ先端の垂直方向位置は0.1mmステップで設定した。プローブの水平方向位置は、IFMIFの場合の重陽子ビームのフットプリントに対応して、ノズル出口から175mm下流とした。本実験により、最大流速15m/sでは、まれに発生する波も含めた表面波の最大振幅が、幅70mmの流路中心で2.2mmであることを明らかにした。また、流れの平均厚さが10.13mmであることも明らかにした。

論文

Free-surface fluctuation at high speed lithium flow for IFMIF

堀池 寛*; 近藤 浩夫*; 中村 博雄; 宮本 斉児*; 山岡 信夫*; 松下 出*; 井田 瑞穂; 荒 邦章; 室賀 健夫*; 松井 秀樹*

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

国際核融合材料照射施設(IFMIF)の液体リチウムターゲットを模擬した高速リチウム流の自由表面の変動を実験的に研究した。大阪大学のリチウムループの水平流れに対して垂直に配置した触針の上下位置を変化させ、各位置における電気的な接触/非接触データを取得して時間平均された流れ厚さ及び時間による変動値(波高)を求めた。流速15m/sでは最大波高は2.2mmであったが、IFMIF仕様である$$pm$$1mmを超える波の割合は10%以下であった。この他、側壁沿いに発生する航跡の形状を測定したところ、それはLambの理論のものとよく一致した。これをIFMIFリチウムターゲットにあてはめて評価し、航跡の影響が流れ中心部の重陽子照射領域に及ばないことを明らかにした。

論文

Surface wave on high speed liquid lithium flow for IFMIF

近藤 浩夫*; 藤里 敦史*; 山岡 信夫*; 井上 正二*; 宮本 斉児*; 飯田 敏行*; 中村 博雄; 井田 瑞穂*; 松下 出*; 室賀 健夫*; et al.

Fusion Engineering and Design, 75-79, p.865 - 869, 2005/11

 被引用回数:20 パーセンタイル:79.69(Nuclear Science & Technology)

高速リチウム流の自由表面挙動を解明するため、大阪大学リチウムループにてIFMIFの約1/2.5のサイズの絞りノズルを用いて流速2.5$$sim$$14.0m/sの水平流れを生成し、CCDカメラと高速ビデオカメラにて自由表面を記録した。通常、実験は0.15MPaのAr雰囲気で実施され、ノズル出口付近では、流速5$$sim$$7m/sで波長1$$sim$$2mmの2次元波が現れ、流速の増加とともに短波長となった。このときのリチウム流表面の輝度の時間変化の主たる周波数成分は2000$$sim$$3000Hzであった。今回リチウム表面に現れた2次元波は水実験で報告されたものに似ていたが、波長は約1/2であった。さらに、本研究ではリチウムと水の表面張力や密度の違いによる表面波挙動への影響を理論に基づき論じ、IFMIFターゲットでの表面波挙動と照射領域への影響を予測した。

53 件中 1件目~20件目を表示