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論文

Welding technology on sector assembly of the JT-60SA vacuum vessel

芝間 祐介; 岡野 文範; 柳生 純一; 神永 敦嗣; 三代 康彦; 早川 敦郎*; 佐川 敬一*; 持田 務*; 森本 保*; 濱田 崇史*; et al.

Fusion Engineering and Design, 98-99, p.1614 - 1619, 2015/10

 被引用回数:2 パーセンタイル:66.76(Nuclear Science & Technology)

現在、建設中のJT-60SA装置では、高さ6.6m、大半径5mの二重壁トーラス構造で真空容器(150tons)を製作する。容器を10個のセクターに分割して製作し、これら分割セクターの製作が2014年に完了した。製作したセクターを現地で接続する段階にあり、この接続の初期では、セクターを直接突き合わせて溶接接続する。二つのセクター間を溶接接続するためには、溶接に必要な目違いやギャップの許容量を把握するという課題がある。他方、現地の組み立てでは、これらの許容量を満足するように管理されなければならない。本報告では、真空容器の最終セクターを含む組立方法の詳細について報告する。更に、分割製作されたセクターを直接接続する溶接技術、最終セクターの部分モックアップ溶接試験の結果を議論するとともに、現地製作の現状も報告する。

論文

大型核融合実験装置JT-60Uの解体

池田 佳隆; 岡野 文範; 逆井 章; 花田 磨砂也; 秋野 昇; 市毛 尚志; 神永 敦嗣; 清野 公広; 久保 博孝; 小林 和容; et al.

日本原子力学会和文論文誌, 13(4), p.167 - 178, 2014/12

JT-60Uを超伝導トカマクJT-60SAに改造するため、JT-60U本体を解体した。JT-60Uは18年間の重水素運転により放射化されており、このJT-60Uの解体は、放射化した核融合装置の解体として我が国初の解体であった。全ての解体品は、将来のクリアランスの適用を考慮し、線量当量率や材料、重量などのデータを記録した。切断技術や保管技術などは、効率的に解体を行うための鍵であった。解体に要した人工数や解体品の放射化レベルなど、他の核融合装置で解体を行う際に有用となる情報を報告する。

論文

Safe disassembly and storage of radioactive components of JT-60U torus

池田 佳隆; 岡野 文範; 花田 磨砂也; 逆井 章; 久保 博孝; 秋野 昇; 千葉 真一; 市毛 尚志; 神永 敦嗣; 清野 公広; et al.

Fusion Engineering and Design, 89(9-10), p.2018 - 2023, 2014/10

 被引用回数:2 パーセンタイル:73.24(Nuclear Science & Technology)

JT-60U本体の解体は、18年間の重水素運転の後、2009年から開始し、2012年10月に終了した。JT-60本体は電磁力に耐えるため複雑で溶接構造を有しており、機器は放射化している。本解体作業は、日本で初めての放射化した核融合装置の解体であり、注意深く実施された。約3年間で、約41,000人日の作業を行い、解体品総数は約13000個、総重量は5400トンに達した。全ての解体品は線量当量率等の測定を行っており、ほとんどの解体品は、将来、クリアランス検認を行えば、非放射化物となると期待できる。この解体が終了し、JT-60SAの組立が2013年1月から開始した。

報告書

JT-60解体放射化物の収納保管管理; 保管容器等による放射化物の保管

西山 友和; 三代 康彦; 岡野 文範; 笹島 唯之; 市毛 尚志; 神永 敦嗣; 宮 直之; 助川 篤彦; 池田 佳隆; 逆井 章

JAEA-Technology 2014-006, 30 Pages, 2014/03

JAEA-Technology-2014-006.pdf:4.87MB

臨界プラズマ試験装置(JT-60)では、超伝導コイルを用いるJT-60SAに改修するため、JT-60本体装置及び周辺設備を解体した。JT-60の解体品のほとんどが放射化物であり、大型構造物を除いた約1,100トン、約11,500点の解体品については、輸送用コンテナを利用した保管容器及び密閉容器と呼ばれる専用容器に収納し放射化物保管設備に保管した。これらの放射化物の運搬及び保管においては、1点毎に放射線障害防止法に定められた測定や記録などの管理が必要である。約11,500点にも及ぶ大量の放射化物の管理を確実に実施し、効率よく保管容器等に収納保管するために、バーコードタグ等を用いた管理方法や収納作業手順等を構築し収納保管作業を実施した。本報告書では、放射化物としてJT-60解体品を保管容器及び密閉容器に収納し、放射化物保管設備に保管する、一連の収納保管管理作業について報告する。

報告書

JT-60本体装置及び本体付帯設備の解体

岡野 文範; 市毛 尚志; 三代 康彦; 神永 敦嗣; 笹島 唯之; 西山 友和; 柳生 純一; 石毛 洋一; 鈴木 宏章; 小室 健一; et al.

JAEA-Technology 2014-003, 125 Pages, 2014/03

JAEA-Technology-2014-003.pdf:13.32MB

臨界プラズマ試験装置(JT-60)のトカマク本体及び周辺設備の解体(総重量として約5,400トン)は、平成21年度から着手し平成24年度(平成24年10月)に完遂した。JT-60は、日欧共同で進めるサテライト・トカマク計画として、長パルス化と高圧力プラズマを目指した超伝導核融合実験装置JT-60SAに改修するため、JT-60トカマク本体及び周辺設備を解体・撤去する必要があった。JT-60解体は、核融合実験装置として放射線障害防止法に基づいて実施した唯一のものである。解体にあたり、トロイダル磁場コイル(TFコイル)の補強溶接部の切断と真空容器の2分割は、工程的,技術的に大きな課題であったが、それぞれの解決策を見出して作業を進め、平成24年10月に3年にわたる解体を無事故・無災害で完遂することができた。本報告書は、JT-60本体装置及び本体付帯設備の解体について詳細をまとめたものである。

報告書

JT-60SAクライオスタットベースの輸送および組立作業

岡野 文範; 正木 圭; 柳生 純一; 芝間 祐介; 逆井 章; 三代 康彦; 神永 敦嗣; 西山 友和; 鈴木 貞明; 中村 誠俊; et al.

JAEA-Technology 2013-032, 32 Pages, 2013/11

JAEA-Technology-2013-032.pdf:8.86MB

日本原子力研究開発機構は、ITERを支援・補完する超伝導核融合実験装置(JT-60SA)の組立を2013年1月から那珂核融合研究所で開始した。既に解体された旧JT-60トカマク装置の一部(NB加熱装置等)とその施設を最大限に利用して、JT-60実験棟本体室にJT-60SAを組み立てる。組立の最初として、JT-60SAの基礎部であるクライオスタットベースを本体室ソールプレート上に設置した。クライオスタットベースは、直径約12m、高さ約3m、重量約250トンのステンレス製の架台である。欧州(スペイン)で製作され、7個の主要部品に分割して日立港に海上輸送され、日立港から大型トレーラーで那珂核融合研究所まで運搬した。仮固定作業では、本体室のベンチマークと仮固定位置を計測し、この結果に基づいてソールプレートの平面度とその高さを調整した後に、7個の主要部品を組み立て、設置した。レーザートラッカーを駆使して、絶対座標により定めた組立基準位置を目標に平面度と高さを調整して高精度で組み立てることができた。本報告書では、クライオスタットベースの輸送と組立作業について具体的な作業内容とその結果を報告する。

報告書

JT-60トカマク解体の完遂

岡野 文範; 池田 佳隆; 逆井 章; 花田 磨砂也; 市毛 尚志; 三代 康彦; 神永 敦嗣; 笹島 唯之; 西山 友和; 柳生 純一; et al.

JAEA-Technology 2013-031, 42 Pages, 2013/11

JAEA-Technology-2013-031.pdf:18.1MB

臨界プラズマ試験装置(JT-60)の本体解体(総重量として約6200トン)に平成21年度から着手し、平成24年度(平成24年10月)に完遂した。JT-60は、日欧共同で進めるサテライト・トカマク計画として、長パルス化と高圧力プラズマを目指した超伝導核融合実験装置JT-60SAに改修するため、JT-60トカマク本体及び周辺設備を解体・撤去する必要があった。JT-60解体は、核融合実験装置として放射線障害防止法に基づいて実施した最初のケースである。具体的な解体作業では、トロイダル磁場コイル(TFコイル)の補強溶接部の切断と真空容器の2分割が、工程的、技術的に大きな課題であったが、それぞれの解決策を見いだして作業を進め、平成24年10月に3年にわたる解体を無事故・無災害で完遂することができた。本報告書は、JT-60解体の概要を本体装置中心に解体全般についてまとめたものである。

論文

Carbon transport and fuel retention in JT-60U with higher temperature operation based on postmortem analysis

吉田 雅史; 田辺 哲朗*; 足立 歩*; 林 孝夫; 仲野 友英; 福本 正勝; 柳生 純一; 三代 康彦; 正木 圭; 伊丹 潔

Journal of Nuclear Materials, 438, p.S1261 - S1265, 2013/07

 被引用回数:5 パーセンタイル:53.77(Materials Science, Multidisciplinary)

JT-60U炉内全体での水素蓄積量を評価するために、これまで明らかにされていないプラズマに直接当たらない領域(タイル側面及びダイバータ下部)での水素蓄積速度及び炭素堆積速度を実測した。得られた結果を、これまで明らかにされているプラズマに当たる領域でのデータと合わせることにより、JT-60U炉内全体で、水素あるいは炭素がどこにどれだけ蓄積・輸送されるのかを明らかにした。その結果、JT-60U炉内全体の水素蓄積速度は1.3$$times$$10$$^{20}$$ H+Ds$$^{-1}$$となり、この値は他のプラズマ装置にて報告されている値よりも遅いことがわかった。これは、JT-60Uが高温で運転されていることに起因する。

論文

Hydrogen isotopes retention in gaps at the JT-60U first wall tiles

吉田 雅史; 田辺 哲朗*; 林 孝夫; 仲野 友英; 福本 正勝; 柳生 純一; 三代 康彦; 正木 圭; 伊丹 潔

Fusion Science and Technology, 63(1T), p.367 - 370, 2013/05

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

JT-60U第一壁タイルの側面への水素蓄積量を評価するために、外側第一壁からポロイダル及びトロイダル方向に炭素タイルを数枚取り出し、タイル側面に蓄積した水素量を昇温脱離法(TDS)にて測定した。得られた結果をこれまでに測定されてきたプラズマ対向表面での結果と比較することで、タイル側面の温度は、プラズマ対向表面のように温度が上昇していること、タイル側面への水素蓄積量は時間とともに増加することが明らかとなった。その結果、JT-60U第一壁全体のタイル側面での水素蓄積速度は4e19 H+D/sと見積ることができた。これは、これまで水素蓄積量が最も多いとされるダイバータタイル表面の再堆積層でのそれ(3.4e19 H+D/s)とほぼ同等であることがわかった。このことは、第一壁タイル側面の単位面積当たりの蓄積速度は極めて低いものの、タイル側面の全面積が1桁以上大きいことに由来している。

論文

JT-60SA用ガス注入装置の設計及び試験

三代 康彦; 仲野 友英; 櫻井 真治; 逆井 章

第18回分子科学研究所技術研究会報告集(CD-ROM), 5 Pages, 2012/00

那珂核融合研究所において、超伝導コイルを用いたトカマク装置(JT-60SA)への改修を進めている。ガス注入装置(燃料供給装置)もJT-60SAの仕様に合わせた改修を行う。ガス注入装置の課題は、長時間にわたる安定したガスの供給と真空容器内の複雑な構造物を避け、供給点まで確実にガスを到達させることである。安定したガスの供給については、ガス注入弁までの供給配管内径を、供給性,施工性,汎用性を併せ持つことを条件に10mmと決定した。供給点までのガス到達については、導入管を採用する。導入管の採用による応答速度低下のデメリットは、実験目的により異なることを明らかにし、基礎データを得ることができた。本研究会では、モックアップを用いたガス注入試験及び結果、JT-60SA用ガス注入装置の設計について報告する。

論文

JT-60解体に伴う内部タイルの取外し報告

柳生 純一; 三代 康彦; 笹島 唯之; 逆井 章; 柴沼 清

平成22年度熊本大学総合技術研究会報告集(CD-ROM), 4 Pages, 2011/03

日本原子力研究開発機構(JAEA)では、国内で初めてとなる核融合装置の解体作業に取り組んでいる。高温プラズマに直接曝される臨界プラズマ試験装置(JT-60U)の真空容器の内部には、保護用のタイル約1.2万枚が取り付けられており、JT-60の解体作業に先立って、RIでもある内部タイルの撤去が必要となった。しかし、内部タイルの中には共同研究で使用する研究用タイルも含まれており、選別しながらすべてを撤去するには多額の経費が必要となり、予算確保が極めて困難な状況となっていた。このために、JAEAでは、約半年かけて自営で撤去作業を実施した。作業では、まず、約2千枚の研究用タイルを採取・保管し、次に、483人/44日、実質人員59名をかけて約1万枚のタイルを取外して、合計61本のドラム缶に収納した。徹底した作業管理と作業者のローテーションを行うことで、経費削減のみならず計画工期を約1か月短縮し、そのうえ作業者の最大被ばく線量を極めて低く抑えることにも成功した。

論文

JT-60解体に伴う放射化物解体品の保管管理

西山 友和; 岡野 文範; 三代 康彦; 久保 博孝; 宮 直之; 及川 晃; 笹島 唯之; 逆井 章

平成22年度熊本大学総合技術研究会報告集(CD-ROM), 5 Pages, 2011/03

臨界プラズマ試験装置(JT-60)において、超伝導コイルを用いたトカマク装置(JT-60SA)に改修するため、主要設備の解体作業を進めている。本体装置が設置されている本体室や組立室などの設備機器及び構造物は、重水素プラズマによる核融合反応により発生した中性子(2.45MeV)により放射化している。解体した機器及び部品は、収納保管計画に基づき指定された収納保管施設に保管する。JT-60SAで再使用しない放射化した大量の解体品(再利用品)は、クリアランス制度を活用するまでの間、国際規格貨物コンテナを用いた保管容器などに収納し、収納保管施設に保管する必要がある。そのため、将来においてもそれぞれの再利用品の情報を特定できるように、再利用品タグや保管管理システムを用いた収納保管管理方法を構築した。また、効率的に再利用品の情報を収集できるように収納作業要領を作成した。これにより現在まで作業工程通り順調に解体作業が進行している。

論文

Heat transfer characteristics of the first wall with graphite sheet interlayer

正木 圭; 三代 康彦; 櫻井 真治; 江里 幸一郎; 鈴木 哲; 逆井 章

Fusion Engineering and Design, 85(10-12), p.1732 - 1735, 2010/12

 被引用回数:1 パーセンタイル:87.11(Nuclear Science & Technology)

$$sim$$MW/m$$^{2}$$クラスの熱負荷に対して、十分な除熱性能が得られるボルト締結第一壁構造の開発を目的として、カーボンタイルとヒートシンク間に数種類の黒鉛シートを挿入した第一壁構造に対してJEBISを用いた熱負荷試験を実施し、その除熱特性を評価した。冷却水条件を1MPa, 5m/s固定とし、1MW/m$$^{2}$$$$times$$60sの熱負荷において黒鉛シートの厚みによる除熱特性の比較を行った結果、最も熱伝導率の高いパナソニックグラファイトシート(PGS)0.1mm厚3枚を使用した場合、他の黒鉛シート(PERMA FOIL 0.2$$sim$$0.6mm)より接触熱伝達係数を大きく改善できることがわかった。さらに、PGSを用いた試験体で除熱実証試験を実施した結果、1MW/m$$^{2}$$$$times$$100sにおいてはタイル表面温度500$$^{circ}$$C(IRTV)でほぼ定常に達し、3MW/m$$^{2}$$$$times$$20sにおいても800$$^{circ}$$C程度と運転可能な範囲であることを確認した。

論文

Fuelling characteristics of supersonic molecular beam injection in JT-60U

竹永 秀信; 三代 康彦; Bucalossi, J.*; Marty, V.*; 浦野 創; 朝倉 伸幸; 西山 友和; 笹島 唯之; 正木 圭; 神永 敦嗣

Nuclear Fusion, 50(11), p.115003_1 - 115003_10, 2010/11

 被引用回数:11 パーセンタイル:52.6(Physics, Fluids & Plasmas)

JT-60Uにおいて超音速分子ビーム入射による粒子供給に成功した。パルス入射に対応した主プラズマでの密度上昇が観測された。供給効率は背圧や入射方向(低・高磁場側)に大きく依存しないことを明らかにした。同程度の密度まで到達するために必要な供給量は、ガスパフに比べて小さい。ペレット入射と比較すると、供給位置が浅いにもかかわらずほぼ同じである。時間分解能0.167msの高速カメラで測定した発光分布は、背圧6気圧の方が広がっているが、6気圧と2気圧では同程度の侵入位置を示している。この観測結果は、供給効率の弱い背圧依存性と矛盾しない。発光が示す電離領域の先端は、最初のフレームと2番目のフレームを比べると内側に侵入しており、2番目のフレームではセパラトリックスの直ぐ内側近傍に達している。電離領域は、ビームの大きさから十分に拡大しており、拡大度も2番目のフレームで大きくなっている。この結果は、超音速分子ビームとプラズマの相互作用が、超音速分子ビーム入射による粒子供給分布に大きく影響していることを示している。

論文

The Characteristics of the internal transport barrier under reactor relevant conditions in JT-60U weak shear plasmas

竹永 秀信; 大山 直幸; 浦野 創; 坂本 宜照; 朝倉 伸幸; 神谷 健作; 三代 康彦; 西山 友和; 笹島 唯之; 正木 圭; et al.

Nuclear Fusion, 49(7), p.075012_1 - 075012_11, 2009/07

 被引用回数:8 パーセンタイル:61.21(Physics, Fluids & Plasmas)

JT-60Uにおいて弱磁気シアプラズマの内部輸送障壁(ITB)特性を、周辺粒子供給・電子加熱といった炉心条件下で調べた。最初に、高磁場側ペレット又は超音速分子ビーム(SMBI)のITB特性への影響を調べた。ペレットやSMBIによる周辺粒子供給でも中心のイオン温度は減少しており、減少幅はITB内側で増加した。入射周波数や侵入長を最適化することにより、減少したイオン温度が回復し高いペデスタル圧力と強いITBが維持された。その結果、周辺粒子供給でも、高密度領域において高閉じ込め状態を維持することに成功した。次に、電子サイクロトロン加熱による電子加熱時のITB特性を調べた。電子温度分布の硬直性が強い場合に、電子サイクロトロン加熱によりイオン温度ITBの劣化が観測された。この時、イオンの熱拡散係数は電子の熱拡散係数とともに増加しており、イオンと電子の熱輸送の関連を示している。一方、電子温度分布の硬直性が弱い場合には、イオン温度ITBは変化しないか、もしくはさらに成長することが観測された。イオン温度ITBが変化しない場合はイオン・電子の熱拡散係数の変化はともに小さく、イオンITBがさらに成長した時はイオン・電子の熱拡散係数はともに低減した。密度揺動レベルの変化は小さいが、イオン温度ITBが劣化する場合は密度揺動の径方向相関長が長く、変化しない場合は短くなっていることが観測された。このことは、密度揺動の変化を通してITBの特性が変化していることを示唆している。

論文

Characteristics of internal transport barrier under reactor relevant condition in JT-60U weak shear plasmas

竹永 秀信; 大山 直幸; 浦野 創; 坂本 宜照; 神谷 健作; 三代 康彦; 西山 友和; 笹島 唯之; 正木 圭; 神永 敦嗣; et al.

Proceedings of 22nd IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2008) (CD-ROM), 8 Pages, 2008/10

JT-60Uの弱磁気シアプラズマにおいて炉心条件である周辺粒子供給と電子加熱条件下での内部輸送障壁(ITB)特性を調べた。高磁場側ペレット又は超音速分子ビーム(SMBI)による周辺粒子供給により、高密度領域において高閉じ込め状態を維持することに成功した。周辺粒子供給でも中心のイオン温度は減少しており、減少幅はITB内側で増加している。SMBIの場合、このITB内側でのイオン温度減少幅の増加は、パワーバランス解析から評価したイオンの熱拡散係数を用いて計算した冷熱パルスの伝搬で説明可能であった。入射周波数や侵入長を最適化することにより、減少したイオン温度が回復し高いペデスタル圧力と強いITBが維持されている。イオン温度ITBの劣化は、電子温度分布の硬直性が強い場合に電子サイクロトロン加熱時にも観測されている。この時、イオンの熱拡散係数は電子の熱拡散係数とともに増加しており、イオンと電子の熱輸送の関連を示している。一方、電子温度分布の硬直性が弱い場合には、イオン温度ITBは変化しないか、もしくはさらに成長することが観測された。密度揺動レベルの変化は小さいが、イオン温度ITBが劣化する場合は密度揺動の径方向相関長が長く、変化しない場合は短くなっていることが観測された。このことは、密度揺動の変化を通してITBの特性が変化していることを示唆している。

論文

Tokamak machine monitoring and control system for JT-60

三代 康彦; 柳生 純一; 西山 友和; 本田 正男; 市毛 尚志; 神永 敦嗣; 笹島 唯之; 新井 貴; 逆井 章

Fusion Engineering and Design, 83(2-3), p.337 - 340, 2008/04

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

JT-60本体制御設備は、JT-60の主要な構造物,付属設備の健全な運転を維持することを主な目的としている。各設備の運転状態をグラフィックパネル,計器,レコーダーと画面表示により情報をオペレーターに提供し、実験運転中において異常時には、実験シーケンスの停止コマンドを全系制御設備に出力する。その機能構成は、機器の起動・停止,警報及び保護回路をハードワイヤード回路で行う「シーケンス制御」,計装信号及び詳細な装置の運転状態を計算機で処理する「CAMACシステム」及び運転監視上必要とされる計装信号を光伝送し中央制御盤に指示・記録する「多重信号処理回路(STU)」から成る。一方、JT-60本体装置は、製造から20年以上経過し老朽化が進んでおり、特にトロイダル磁場コイル(TFC)の冷却配管の不具合が起きている。これに対処するため、光ファイバー温度測定器を用いてコイル内部の温度管理を行うシステムを増設した。これにより、TFCの健全な運転を保持している。さらに、全系制御設備と本システムをLANで接続し、温度データによる冷却所要時間の算出とインターロック動作で、運転に対する信頼性と運転効率の向上を図った。

論文

Structural design of ferritic steel tiles for ripple reduction of toroidal magnetic field in JT-60U

芝間 祐介; 新井 貴; 三代 康彦; 沢井 友次; 櫻井 真治; 正木 圭; 鈴木 優; 實川 資朗; 宮 直之

Fusion Engineering and Design, 82(15-24), p.2462 - 2470, 2007/10

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

臨界プラズマ試験装置JT-60におけるトロイダル磁場のリップル低減に用いるフェライト鋼製タイルの構造設計と機械及び真空特性について報告する。8Cr-2W-0.2V系フェライト鋼板を製造し、機械特性,真空特性を評価することにより設計条件の妥当性を確認した。引張強度は、耐力,強度ともに室温において偏差の少ないことを確認した。また、運転温度である15$$^{circ}$$C, 300$$^{circ}$$Cにおいて十分な強度を有することを確認した。200$$^{circ}$$Cに昇温後の真空特性を評価した。その結果、市販のステンレス鋼と同程度の真空特性を有するものの、JT-60の真空容器内材料の基準値をわずかに上回ることがわかった。しかし、実際の運転温度は300$$^{circ}$$Cであること,残留放出ガスが燃料である水素であることを考慮すると、容器内への適用が可能であると判断した。

報告書

電磁気検出器の開発; 積層型電磁気プローブのJT-60Uへの適用とその結果(共同研究)

柳生 純一; 笹島 唯之; 三代 康彦; 榊原 悟*; 川俣 陽一

JAEA-Technology 2007-015, 27 Pages, 2007/03

JAEA-Technology-2007-015.pdf:2.94MB

臨界プラズマ試験装置(JT-60U)では、電磁気検出器の信号をもとにプラズマ位置・形状のフィードバック制御を行っている。この電磁気検出器は製作コストが高く、次期装置への利用に対してはコストの低減化が求められている。一方、核融合科学研究所では、3軸方向の磁場成分を同時に計測可能で、軽量・コンパクト、かつ安価な電磁気検出器を開発して、大型ヘリカル装置(LHD)の電磁気計測に使用している。今回、日本原子力研究開発機構と核融合科学研究所との共同研究に基づいて、LHDで使用されている電磁気検出器のトカマク装置での適用の可能性を探るため、JT-60U用に本電磁気検出器の取り合い部を製作し、試験的に第一壁直下に設置した。JT-60実験放電を利用して既設の電磁気検出器との比較検討を行った。出力信号の妥当性やディスラプション時における耐振動性,耐放射線性等について調べた。その結果は良好であり、トカマク装置環境下においても十分に使用できる見通しを得た。

論文

JT-60へのガスジェットシステムの適用

三代 康彦; 西山 友和; 竹永 秀信; 神永 敦嗣; 笹島 唯之; 正木 圭

平成18年度名古屋大学総合技術研究会装置技術研究会報告集, p.124 - 127, 2007/03

臨界プラズマ試験装置(JT-60)において、新しい燃料供給方法としてガスジェットシステムを設置した。従来の燃料ガス供給方法としては、ガス注入装置とペレット入射装置を使用しており、ガスジェットはこれらの中間的な特徴を持っている。構造的な特徴は、真空容器内にバルブを設置し、駆動源とし燃料となる高圧ガスそのものを用いていることである。ガスジェットシステムは、仏国カダラッシュ研究所の核融合実験装置Tore Supraにて設計開発され使用されているものであり、粒子制御方法に関する日仏の共同研究としてJT-60への設置を行った。これら核融合実験装置は同様な装置であるが、運転条件が異なるため本システムの設置に関して慎重に検討する必要があった。実際に、試運転中に異なる運転条件を起因とする問題が発生し、運転手法を変更せざるを得なかった。本研究会では、ガスジェットシステムのJT-60への設置に伴い、発生した問題点とその改善策について報告する。

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