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嶋田 道也; Campbell, D. J.*; Mukhovatov, V.*; 藤原 正巳*; Kirneva, N.*; Lackner, K.*; 永見 正幸; Pustovitov, V. D.*; Uckan, N.*; Wesley, J.*; et al.
Nuclear Fusion, 47(6), p.S1 - S17, 2007/06
被引用回数：744 パーセンタイル：99.93(Physics, Fluids & Plasmas)「ITER物理基盤の進歩」は、1999年に出版された「ITER物理基盤」の改訂版である。「ITER物理基盤」には、燃焼プラズマ性能を予測するための方法論や物理R&Dを通じて国際協力のもとで進められた、トカマクプラズマについての実験,モデリング及び理論研究の成果がまとめられている。また、1998年の設計のITERの予測結果も記述され、さらに残された重要な研究課題も指摘されている。これらの研究課題は、国際トカマク物理活動(ITPA)を通じて国際協力で引き続き検討が進められた。当初のITPAの参加国はEU,日本,ロシア、そして米国である。ITPAによって進められた研究の成果によって性能予測及び制御に関する新しい方法論が得られ、それらの方法論を新しく設計されたITERに適用した。新しいITERは改訂された技術的目標のもとで再設計されているが、核融合エネルギーの科学技術的成立性の統合的実証を行う、という目的は満足する。
鎌田 裕; 藤田 隆明; 石田 真一; 菊池 満; 井手 俊介; 滝塚 知典; 白井 浩; 小出 芳彦; 福田 武司; 細金 延幸; et al.
Fusion Science and Technology (JT-60 Special Issue), 42(2-3), p.185 - 254, 2002/09
被引用回数：34 パーセンタイル：48.48(Nuclear Science & Technology)JT-60及びJT-60Uは、ITER及び定常トカマク炉実現へ向けた物理基盤を構築することを目的として、炉心級プラズマにおける高総合性能の実証とその維持を目指した運転概念の最適化を行って来た。等価核融合エネルギー増倍率(=1.25)や核融合積(=1.5E21 m-3skeV)の達成に加えて、高い総合性能(高閉じ込め&高ベータ&高自発電流割合&完全非誘導電流駆動)を実証した。これらは、内部及び周辺部に輸送障壁を持つ高ポロイダルベータHモード及び負磁気シアモードで得られた。最適化の鍵は分布及び形状制御である。多様な内部輸送障壁の発見に代表されるように、JT-60/JT-60U研究はプラズマ諸量の空間分布の自由度と制限を強調して来た。各閉じ込めモードの閉じ込め研究に加えて、輸送及び安定性等によって支配されるコア部及び周辺ペデスタル部のパラメータ相関を明らかにした。これらの研究により、高閉じ込めモードのITERへの適合性を実証するとともに残された研究課題を明らかにした。
永見 正幸; 井上 信幸
Fusion Science and Technology, 42(1), p.1 - 6, 2002/07
現在日本の核融合研究は1992年に原子力委員会により定められた核融合研究開発の第三段階計画に基づき進められている。本計画は炉心プラズマ技術,炉工学技術,安全性、及び核融合炉システムについて記述しており、我が国の現在の研究はこの枠組みに従い進められている。本論文は第三段階計画、及びその枠組みに基づく現在の我が国の核融合研究の現状について述べる。
永見 正幸
エネルギー, 34(1), p.50 - 55, 2001/01
月刊「エネルギー」誌からの執筆依頼に基づき、ITER計画について一般の人が理解できる平易な記述により解説を行った。構成は次の通り; (1)星での核融合,(2)地上における核融合の方法,(3)核融合エネルギーの魅力,(4)磁場によるプラズマの閉じ込め,(5)プラズマ閉じ込め研究の進展,ITER計画へ,(6)ITERの役割,(7)物理R&D,(8)工学R&D,(9)今後の展開,(10)おわりに。「おわりに」において、以下の記述で解説を取りまとめた; 科学技術創造立国を標榜する資源小国日本にとって、ITERへの挑戦は自立性の確保とともに、地球規模の問題に国際社会の中でイニシアチブを発揮すべき課題である。
岸本 浩; 藤原 正己*; 玉野 輝男*; 永見 正幸
プラズマ・核融合学会誌, 76(1), p.19 - 20, 2000/01
ITER物理R&Dの枠組み、7つの専門家グループの活動内容、これら7つの専門家グループを統括する物理委員会の概要について紹介する。また、1998年7月より当初予定を3年間延長して工学設計活動を継続することになったが、この延長期間における物理R&Dの進め方を紹介するとともに、プラズマ・核融合学会誌に小特集として本活動の成果を紹介する意義について述べている。
岸本 浩; 永見 正幸; 菊池 満
Fusion Engineering and Design, 39-40, p.73 - 81, 1998/09
被引用回数：5 パーセンタイル：44.27(Nuclear Science & Technology)JT-60は、現在、ITER・EDAへの貢献と定常トカマク炉の基礎の形成を目指して研究を進めている。負磁気シアと高ベータモードが主たる運転の形式である。負磁気シアでQ
=1.05,高ベータモードで核融合積1.5
10
m
skeVを最近実現した。負磁気シアでは、高リサイクリング・高放射冷却ダイバータプラズマとの並存ができた。定常トカマク炉の諸条件をほぼ満たす高性能プラズマの長時間維持も実証した。JT-60は1985年に運転を開始し、1989
90年には大改造を行った。最も頻度の高いトラブルは、制御ソフトのバグ,真空容器のエアリーク,電気絶縁不良等である。予想外の事象としては、改造前容器の脱振動,TFコイル冷却管水もれ,ハロー電流によるダイバータタイル損傷,高速粒子侵入によるダイバータ冷却管損傷等があった。これらは今後の核融合研究にも大切な技術課題である。
岸本 浩*; 藤原 正巳*; 玉野 輝男*; 永見 正幸
プラズマ・核融合学会誌, 74(7), p.768 - 769, 1998/07
本報告書はITER計画における過去4年間の物理R&D活動の概要をまとめたものである。ITER物理R&D活動はITER参加各極の自発的な研究開発活動として位置付けられ、各極研究者の緊密な連携のもとに活動が進められており、その成果をITERの工学設計活動に反映している。この活動の結果、過去4年間に予想を上回る成果があげられ、ITER計画推進の上からも、また、その先の核融合炉に向けた炉心プラズマ・データベース確立の面からも高い評価を受けている。ITER物理R&D活動はITER物理委員会とその下の7つの専門家グループにより行われており、各専門家グループの活動状況、成果、課題などがまとめられている。ITER計画が今後3年間延長される見込みであることから、物理委員会及び専門家グループの日本側メンバーもこの4月から一部交代を行い新しい体制で活動を進めることになった。
宮 直之; 菊池 満; 牛草 健吉; 栗田 源一; 永島 圭介; 閨谷 譲; 飛田 健次; 豊島 昇; 正木 圭; 神永 敦嗣; et al.
JAERI-Research 98-012, 222 Pages, 1998/03
JAERI-Research-98-012.pdf:8.71MB
定常炉心試験装置(JT-60SU)の遮蔽・安全設計を行った。本装置では10年間のDD実験放電と2年間のDT実験の実施(オプション)を想定した。安全評価上の指針として、放射線障害防止法等に準拠した。予め定めた遮蔽設計の目標値を満たすように真空容器を含む本装置構造物の遮蔽構造の最適化案を検討し、現在のJT-60実験棟において充分安全に実験運転が可能なことを示した。DT実験では年間100gのトリチウムを使用する。トリチウム等の漏洩防止の観点から多重格納系を採用した。三次格納となる実験棟本体・組立室内にて、万一のトリチウム放出したときを想定した緊急時トリチウム除去設備の検討を行い、2週間後に人が立ち入れる濃度への低減が現実的な設備規模で可能なことを示した。
玉井 広史; 菊池 満; 新井 貴; 本田 正男; 宮田 寛*; 西堂 雅博; 木村 豊秋; 永見 正幸; 清水 正亜; 大森 順次*; et al.
Fusion Engineering and Design, 38(4), p.429 - 439, 1998/00
被引用回数：3 パーセンタイル：31.85(Nuclear Science & Technology)JT-60トロイダル磁場コイルの冷却管に観測されたクラックの生成・成長のメカニズムを、有限要素法を用いた全体解析及び部分解析により評価、検討した。その結果、コイル導体の半径方向に働く圧縮力により、冷却管コーナー部には局所的にその降伏力を越える応力の集中が見られた。この応力が繰り返し加わることにより、初期クラックが成長し、冷却管からの水浸み出しに至るものと推定される。また、導体半径方向の圧縮力の大きさは、コイルの半径方向の剛性に依存することが判明した。これは、コイル製作当初に行ったプリロードテストにおいて剛性の高かったコイルに冷却管のクラックが観測された事実と一致する。なお、導体に加わる最大応力は許容応力よりも充分小さく、コイルは今後も問題なく使用できることが判明した。
栗田 源一; 牛草 健吉; 菊池 満; 永島 圭介; 閨谷 譲; 宮 直之; 豊島 昇; 高橋 良和; 林 巧; 栗山 正明; et al.
Proceedings of 17th IEEE/NPSS Symposium Fusion Engineering (SOFE'97), 1, p.233 - 236, 1998/00
SSTRのような定常トカマク炉を実現するためにはアルファ粒子の加熱に加えて、高q(5~6)と高
(2~2.5)において、良好な粒子制御体での高いエネルギー閉込め(Hファクター
2)、安定な高規格化(
~3.5)、高いブートストラップ電流の割合と高効率電流駆動、ダイバータによる熱負荷の軽減とヘリウム排気等を同時に達成する必要がある。定常炉心試験装置は、ITERの先進的シナリオに貢献すると同時に、このような炉に適した運転モードを重水素を用いて確立するために、研究されている。18個のTFコイルは、R=4.8mにおいて6.25Tのトロイダル磁場を発生し、10組のPFコイルは、楕円度2まで、三角形度は、ダブルヌルで0.8までとれる設計となっている。電流駆動系は、広い範囲の電流分布制御ができるように、合計60MWの負イオンNBIとECHの組合せとなっている。
永島 圭介; 菊池 満; 栗田 源一; 小関 隆久; 青柳 哲雄; 牛草 健吉; 閨谷 譲; 久保 博孝; 毛利 憲介*; 中川 勝二*; et al.
Fusion Engineering and Design, 36(2-3), p.325 - 342, 1997/05
被引用回数：1 パーセンタイル：14.48(Nuclear Science & Technology)JT-60SU(定常炉心試験装置)の基本設計パラメータについて報告する論文である。本装置はプラズマ電流10MAで、主半径4.8mの非円形ダイバータトカマクであり、コイルには超電導コイルを用い、高パワーの加熱・電流駆動により、定常運転をめざした研究開発を行う。さらに、断面形状と電流分布制御によりトカマクの先進的研究を行う。また、高パワーのDD反応により発生するトカマクの除去・処理を行う。
熊谷 晃*; 朝倉 伸幸; 伊丹 潔; 嶋田 道也; 永見 正幸
Plasma Physics and Controlled Fusion, 39(8), p.1189 - 1196, 1997/00
被引用回数：11 パーセンタイル：38.87(Physics, Fluids & Plasmas)JT-60Uでは、スクレイプオフ層の磁力線に沿った電流(SOL電流)が観測されている。オーミック加熱中ではSOL電流は内側ダイバータ部と外側ダイバータ部の電子温度及びプラズマ圧力の違い(非対称性)により誘導されるモデルによって説明できる。SOL電流は、電子温度の高い側から低い側へと流れる。今回、ディタッチメントやMARFEが発生する高密度放電について、SOL電流の特性を調べた。高密度放電においては、密度(メイン)の上昇とともに、ダイバータ板上の密度も上昇する。密度が低いときは、外側ダイバータ部の電子温度が内側ダイバータ部の電子温度より高いが、密度の上昇とともにこの温度の内側非対称性が反転する。このとき、SOL電流の方向も反転する。SOL電流の方向は、モデルと一致するが、電流値はモデルから計算される値より大きい、外側ダイバータ部で5倍程度大きいことがわかった。
新倉 節夫; 永見 正幸; 堀池 寛
Fusion Engineering and Design, 6, p.181 - 191, 1988/00
被引用回数：6 パーセンタイル：57.12(Nuclear Science & Technology)重水素プラズマにおいて、核融合反応による中性子発生量の感度解析を、最近のトカマク実験の結果から得られたプラズマ温度・プラズマ密度の空間分布形を用いて行った。
