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二宮 博正
電気評論, 96(6), p.17 - 23, 2011/06
幅広いアプローチ(BA)活動は、核融合エネルギーの早期実現を目指してITERと並行して進める日欧共同事業である。2005年10月、文部科学省により、青森県六ヶ所村に国際核融合材料照射施設の工学実証・工学設計活動(IFMIF-EVEDA)及び国際核融合エネルギー研究センター活動(原型炉設計R&D調整センター,ITER遠隔実験センター,核融合計算センター),茨城県那珂市にサテライト・トカマク(JT-60の超伝導化改修)を実施することが決定された。その後、幅広いアプローチを実施するための日欧核融合エネルギー協定を締結し、日本原子力研究開発機構は文部科学省により日本の実施機関に指定された。このBA活動で実施する研究開発事業は、核融合原型炉への位置づけと、ITER計画への有益な支援活動を担う重要な役割がある。
二宮 博正; 久保 博孝; 秋場 真人
日本原子力学会誌ATOMO
, 50(8), p.500 - 505, 2008/08
日本原子力学会誌で企画されている解説シリーズ「我が国の最先端研究開発の動向」の2回目の解説である。前回の解説では、地球規模のエネルギー環境問題を解決する一つの方策として進められている核融合研究開発の意義,世界で取り組まれてきた研究課題、及び国際プロジェクトとして進められている国際熱核融合実験炉(ITER)や核融合エネルギーの早期の実現に向けた幅広いアプローチ(BA)活動の現況等について紹介した。今回の解説では、ITER計画やBA活動を中心とした核融合研究開発課題に対する我が国の取り組みを中心に紹介する。
二宮 博正; 久保 博孝; 秋場 真人
日本原子力学会誌ATOMO, 50(7), p.426 - 433, 2008/07
世界の主要国は、地球規模のエネルギー環境問題を解決する一つの方策として核融合エネルギーの実現に向けた研究開発に力を入れている。この研究開発を国際プロジェクトとして進める国際熱核融合実験炉(ITER)の協定が2007年10月に成立し、活動が開始された。また、ITER計画を支援するとともに核融合エネルギーの早期の実現に向けた幅広いアプローチ活動も日欧共同事業として開始された。このような状況にある核融合研究開発の状況について2回に分けて解説する。1回目の今回は、核融合研究開発の意義、世界で取り組まれてきた研究開発の課題とその成果、及びITER計画や幅広いアプローチ活動の現況について解説する。
牛草 健吉; 関 昌弘; 二宮 博正; 乗松 孝好*; 鎌田 裕; 森 雅博; 奥野 清; 柴沼 清; 井上 多加志; 坂本 慶司; et al.
原子力ハンドブック, p.906 - 1029, 2007/11
原子力ハンドブックの第VIII章核融合の研究開発において、核融合炉の概念,炉心プラズマ物理と炉心制御技術,国際熱核融合実験炉(ITER)計画,核融合ブランケット技術,核融合燃料循環処理技術,核融合炉用材料技術,核融合動力炉概念とシステム工学課題について、研究の現状を解説する。
二宮 博正
火力原子力発電, 58(10), p.1038 - 1046, 2007/10
核融合研究開発の現状と今後の展開について解説する。はじめに炉心プラズマ研究の基礎から最近の成果について述べ、次に日,欧,米,ロシア,中,韓,インドの7極で建設が進められているITER計画について、その概要及び装置と主要技術の現状について述べる。最後に、日欧で進めることが決定した幅広いアプローチ活動の3つのプロジェクトの概要を紹介している。
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。
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：40.72(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。
土屋 勝彦; 秋場 真人; 疇地 宏*; 藤井 常幸; 藤田 隆明; 藤原 正巳*; 濱松 清隆; 橋爪 秀利*; 林 伸彦; 堀池 寛*; et al.
Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1599 - 1605, 2006/02
被引用回数：1 パーセンタイル：9.69(Nuclear Science & Technology)JT-60定常高ベータ装置(トカマク国内重点化装置)は、経済的な核融合炉の実現を目指した定常高ベータプラズマ運転の実証が重要なミッションの一つである。現在、プラズマ形状及びアスペクト比について広いパラメータ領域で研究を行えるように、装置の物理的・技術的設計検討を進めている。本装置の目標とする高ベータプラズマは、自由境界MHD安定性限界を超えた領域にあるため、電子サイクロトロン加熱による新古典テアリングモードの抑制に加えて、安定化板及び容器内コイルを用いた壁不安定性モードの抑制など、さまざまなMHD不安定性の制御手法を駆使する必要がある。それらを踏まえて、今回は、高ベータと臨界条件クラスのプラズマを同時に達成できるプラズマパラメータの解析評価、及び自由境界MHD安定性限界を超えた高ベータプラズマの非誘導電流駆動制御シナリオの検討結果について報告する。また、広いパラメータ領域で定常高ベータプラズマ運転を実現させるための装置設計の現状に関して、超伝導コイル及び放射線遮へい材を中心に報告する。
plasma operation玉井 広史; 秋場 真人; 疇地 宏*; 藤田 隆明; 濱松 清隆; 橋爪 秀利*; 林 伸彦; 堀池 寛*; 細金 延幸; 市村 真*; et al.
Nuclear Fusion, 45(12), p.1676 - 1683, 2005/12
被引用回数：15 パーセンタイル：44.69(Physics, Fluids & Plasmas)トカマク国内重点化装置の設計研究をまとめた。装置の設計は、プラズマのアスペクト比と形状制御性に関して自由度を広く確保できることが求められている。これは、ITERと平行して研究を進めるとともに、定常高ベータプラズマ運転についての科学的なデータベースをDEMOへ提供する観点から重要である。この目標に合致するように、プラズマのアスペクト比と形状の自由度の確保について、これまで比較的困難であったダイバータ排気性能との両立が図られるように装置設計を行った。この装置設計に基づいて、閉じ込め,安定性,電流駆動,ダイバータプラズマ等の物理性能を評価し、主目的である定常高ベータプラズマを実現するための制御方法を検討した。
二宮 博正; 朝倉 伸幸; 加藤 隆子*; 高村 秀一*; 田辺 哲朗*; 仲野 友英; 飯尾 俊二*; 小関 隆久; 小野 靖*; 杉原 正芳; et al.
プラズマ・核融合学会誌, 81(11), p.960 - 961, 2005/11
上記のITPA調整委員会は2005年6月6日
7日にモスクワのクルチャトフ研究所において開催され、2件のトピカル物理グループ会合は第32回欧州物理学会(6月27日7月1日,スペイン,タラゴナ)の翌週にタラゴナのルビラ=イ=ビルジリ大学にて開催された。IEA大型トカマクワークショップ「燃焼プラズマ物理とシミュレーション(W60)」との共同開催及びトピカルグループ間の合同会合も行われ、活発な議論が行われた。
二宮 博正
Nuclear Fusion, 45(10), p.S13 - S31, 2005/10
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Physics, Fluids & Plasmas)第20回IAEA核融合エネルギー会議で発表された閉じ込め実験,プラズマと材料の相互作用実験、及び革新的閉じ込め概念の三分野に関するサマリーである。発表のハイライトは、高ベータで高自発電流割合での長時間維持が電流拡散時間以上に達したこと,放電シナリオ最適化とそのITERへの外挿が顕著に進展したこと、及び閉じ込めと輸送物理に関する理解が大きく進んだことである。
岸本 浩; 石田 真一; 菊池 満; 二宮 博正
Nuclear Fusion, 45(8), p.986 - 1023, 2005/08
被引用回数：44 パーセンタイル：27.12(Physics, Fluids & Plasmas)大型トカマク装置JT-60は、高い閉じ込め及び高い温度と密度を持つ高性能プラズマを、可能な限り小さな外部入力による非誘導電流駆動で長時間維持することに焦点を合わせて研究を進めてきた。高ポロイダルベータ放電による自発電流割合80%以上の最初の実証、及びこの結果に基づく定常トカマク炉SSTRの概念構築を契機に、いわゆる先進トカマク研究が開始された。JT-60における内部輸送障壁の最初の観測が内部輸送障壁を持つ負磁気シア放電研究の引き金となった。負磁気シア放電により、世界最高のDT等価エネルギー利得1.25が達成された。また、高ポロイダルベータ放電において世界最高のイオン温度45keVと世界最高の核融合積が達成された。先進トカマク研究は現在のトカマク研究開発の主流である。さらにコンパクトITERの概念がJT-60の研究に基づき検討され提案された。
玉井 広史; 松川 誠; 栗田 源一; 林 伸彦; 浦田 一宏*; 三浦 友史; 木津 要; 土屋 勝彦; 森岡 篤彦; 工藤 祐介; et al.
Plasma Science and Technology, 6(1), p.2141 - 2150, 2004/02
被引用回数：2 パーセンタイル：6.34(Physics, Fluids & Plasmas)JT-60定常高ベータ化計画(JT-60改修計画)の最重要課題は高ベータ,臨界クラスのパラメータを持つ高性能プラズマの100秒程度以上の維持を実証することである。このため、高ベータプラズマを達成するためのプラズマパラメータや運転シナリオ,制御手法の検討を行うとともに、超伝導磁場コイルの要素技術の開発を始め、放射線遮蔽や真空容器等の設計検討及び試験開発を行い、その成立性を確認した。本発表は、以上の物理・工学設計と試験開発の進捗状況を詳述する。
石田 真一; 阿部 勝憲*; 安藤 晃*; Cho, T.*; 藤井 常幸; 藤田 隆明; 後藤 誠一*; 花田 和明*; 畑山 明聖*; 日野 友明*; et al.
Nuclear Fusion, 43(7), p.606 - 613, 2003/07
被引用回数：33 パーセンタイル：68.20(Physics, Fluids & Plasmas)原型炉の実現に向けて経済性と環境適合性の向上を図るため、大学等との連携協力によりJT-60を超伝導トカマクへ改修する計画を推進している。目的は、原型炉で想定されているように、強磁性体である低放射化フェライト鋼をプラズマの近くに設置して、高ベータで自発電流割合が高く、高度なダイバータ熱粒子制御をもち、ディスラプション頻度の少ない定常運転を実現することである。新たに導入する超伝導トロイダル及びポロイダル磁場コイルを用いて、主半径2.8m,プラズマ電流4MA,トロイダル磁場3.8Tの高非円形かつ高三角度配位のシングルヌル・プラズマの100秒運転を行う。既存のJT-60設備を最大限に生かし、原型炉の設計例から設定された高い達成目標の実現に向けて、高ベータプラズマ制御,高性能・高自発電流プラズマ制御,ダイバータ熱粒子制御、及びフェライト鋼のプラズマ適合性の実証という克服すべき課題に取り組むための設計を行った。
石田 真一; 阿部 勝憲*; 安藤 晃*; Chujo, T.*; 藤井 常幸; 藤田 隆明; 後藤 誠一*; 花田 和明*; 畑山 明聖*; 日野 友明*; et al.
Nuclear Fusion, 43(7), p.606 - 613, 2003/07
原型炉の経済性と環境適合性のさらなる向上を図るため、大学等との連携協力によりJT-60を超伝導トカマクへ改修する計画を推進している。目的は、原型炉と同様に強磁性体である低放射化フェライト鋼をプラズマの近くに設置して、高ベータで自発電流割合が高く、高度なダイバータ熱粒子制御を持ち、ディスラプション頻度の少ない定常運転を実現することである。JT-60の既存設備を最大限活用し、新たに導入する超伝導トロイダル及びポロイダル磁場コイルを用いて、主半径2.8m,プラズマ電流4MA,トロイダル磁場3.8Tの高非円形かつ高三角度配位のシングルヌル・プラズマの100秒運転を行う。原型炉の設計例から設定された高い達成目標の実現を目指し、高ベータプラズマ制御,高性能・高自発電流プラズマ制御,ダイバータ熱粒子制御、及びフェライト鋼のプラズマ適合性の実証という重要課題に取り組むことができるよう設計を行った。
二宮 博正
日本原子力学会誌, 45(4), p.243 - 248, 2003/04
日本原子力研究所の大型トカマク装置JT-60では、プラズマの温度,密度を高め、またエネルギーの閉じ込めを良くするためには、プラズマ電流分布やプラズマ圧力分布を適切に制御することが重要なことを明らかにしてきた。この結果、1996年には、重水素-トリチウム燃料に置き換えたときのプラズマ加熱パワーと核融合反応出力の比率である等価エネルギー増倍率で1.05を得て臨界プラズマ条件を達成するとともに、1998年には等価エネルギー増倍率1.25という世界最高性能のプラズマを実現した。さらに、世界に先駆けて核融合炉に要求されるプラズマの各種目標性能を同時に達成する研究を進め、国際熱核融合実験炉(ITER)に対し重要な貢献を果たすとともに、世界のトカマク型定常核融合炉の研究開発を牽引・先導してきた。併せて、これらの研究を支えるプラズマの加熱・電流駆動装置等の開発・改良を行い、炉工学への貢献も行ってきた。本稿では、これらJT-60の研究全体を概観しつつ、最近の成果と今後の展望を報告する。
高村 秀一*; 若谷 誠宏*; 二宮 博正; 鎌田 裕; 谷津 潔*; 波多江 仰紀; 杉原 正芳; 飯尾 俊二*; 小関 隆久; 河野 康則
プラズマ・核融合学会誌, 79(1), P. 70, 2003/01
ITPAは、国際協力(日本,欧州,ロシア,米国)によりITER等の核燃焼プラズマに対する物理基盤を構築することを目的としており、7つのトピカル物理グループ及び調整委員会により活動を進めている。本稿は、マックスプランクプラズマ物理研究所(独)において平成14年10月21日から25日にかけて開催された「第3回調整委員会」,「第3回周辺及びペデスタルトピカル物理グループ会合」,「第2回MHD,ディスラプション及び制御トピカル物理グループ会合」の概要を報告するものである。
狐崎 晶雄; 清水 正亜; 二宮 博正; 栗山 正明; JT-60チーム
Fusion Science and Technology (JT-60 Special Issue), 42(2-3), p.179 - 184, 2002/09
被引用回数：7 パーセンタイル：43.53(Nuclear Science & Technology)1985年以来16年間以上実験・運転してきたJT-60は世界のトカマク研究に貢献する多くの成果を上げてきた。JT-60特集の最初の論文として、JT-60の共通事項と経緯、研究目標、JT-60装置について記すとともに成果をまとめる。
細金 延幸; 二宮 博正; 松川 誠; 安東 俊郎; 閨谷 譲; 堀池 寛*; 櫻井 真治; 正木 圭; 山本 正弘; 児玉 幸三; et al.
Fusion Science and Technology (JT-60 Special Issue), 42(2-3), p.368 - 385, 2002/09
被引用回数：4 パーセンタイル：28.66(Nuclear Science & Technology)本論文ではJT-60U装置及びコイル電源の開発とこれまでの運転経験についてレビューする。JT-60Uは高プラズマ電流,大体積プラズマ,高非円形プラズマを得るため、当初のJT-60装置から大型化された装置である。改造においては、トロイダル磁場コイルの内側の全ての構成機器が新しく製作された。さらに、ダイバータタイルには炭素材の化学スパッタリングを低減するためボロン変換CFC材が使用された。後には、当初の開ダイバータに代わって、NBI用クライオ排気パネルをダイバータ排気装置に用いた排気装置付の半閉ダイバータを設置した。これらの構成機器の開発に導入されたさまざまな技術や工夫,及びそれらの運転経験は、将来のトカマク装置の設計のための貴重なデータを提供するものである。一方、JT-60Uの運転に影響を与えた主要な故障についても述べる。さらに、重水素を燃料に使用するトカマク装置の保守の重要な課題として、容器内作業者の被ばくを抑えるための方策についても紹介する。
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：35 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。
