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Port-based plasma diagnostic infrastructure on ITER

Pitcher, C. S.*; Barnsley, R.*; Bertalot, L.*; Encheva, A.*; Feder, R.*; Friconneau, J. P.*; Hu, Q.*; Levesy, B.*; Loesser, G. D.*; Lyublin, B.*; et al.

Fusion Science and Technology, 64(2), p.118 - 125, 2013/08

 被引用回数:4 パーセンタイル:37.15(Nuclear Science & Technology)



Nuclear engineering of diagnostic port plugs on ITER

Pitcher, C. S.*; Barnsley, R.*; Feder, R.*; Hu, Q.*; Loesser, G. D.*; Lyublin, B.*; Padasalagi, S.*; Pak, S.*; Reichle, R.*; 佐藤 和義; et al.

Fusion Engineering and Design, 87(5-6), p.667 - 674, 2012/08

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

The nuclear engineering infrastructure for port-based diagnostics on ITER is presented, including the equatorial and upper port plug generic designs, the adopted modular concept, the loads and associated load response and the remote handling.


Nuclear technology aspects of ITER vessel-mounted diagnostics

Vayakis, G.*; Bertalot, L.*; Encheva, A.*; Walker, C.*; Brichard, B.*; Cheon, M. S.*; Chitarin, G.*; Hodgson, E.*; Ingesson, C.*; 石川 正男; et al.

Journal of Nuclear Materials, 417(1-3), p.780 - 786, 2011/10

 被引用回数:19 パーセンタイル:83.81(Materials Science, Multidisciplinary)

ITER has diagnostics with machine protection, basic and advanced plasma control, and physics roles. Several are embedded in the inner machine component region. They have reduced maintainability compared to standard diagnostics in ports. They also endure some of the highest nuclear and EM loads of any diagnostic for the longest time. They include: Magnetic diagnostics; Steady-state magnetic sensors on the outer vessel skin; Bolometer camera arrays; Microfission chambers and neutron activation stations to provide key inputs to the real-time fusion power and long-term fluence measurements; mm-wave reflectometry to measure the plasma density profile and perturbations near the core, and the plasma-wall distance and; Wiring deployed around the vessel to service magnetics, bolometry, and in-vessel instrumentation. In this paper we summarise the key technological issues for each of these diagnostics arising from the nuclear environment, recent progress and outstanding R&D for each system.


Plasma boundary and first-wall diagnostics in ITER

Pitcher, C. S.*; Andrew, P.*; Barnsley, R.*; Bertalot, L.*; Counsell, G. G.*; Encheva, A.*; Feder, R. E.*; 波多江 仰紀; Johnson, D. W.*; Kim, J.*; et al.

Journal of Nuclear Materials, 415(Suppl.1), p.S1127 - S1132, 2011/08

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Materials Science, Multidisciplinary)

ITER plasma boundary and first-wall diagnostics are summarized in terms of their physical implementation and physics motivation. The challenge of extracting diagnostic signals while maintaining nuclear shielding is discussed, as well as the problems associated with high levels of erosion and redeposition.


Overview of high priority ITER diagnostic systems status

Walsh, M.*; Andrew, P.*; Barnsley, R.*; Bertalot, L.*; Boivin, R.*; Bora, D.*; Bouhamou, R.*; Ciattaglia, S.*; Costley, A. E.*; Counsell, G.*; et al.

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

The ITER device is currently under construction. To fulfil its mission, it will need a set of measurement systems. These systems will have to be robust and satisfy many requirements hitherto unexplored in Tokamaks. Typically, diagnostics occupy either a removable item called a port plug, or installed inside the machine as an intricate part of the overall construction. Limited space availability has meant that many systems have to be grouped together. Installation of the diagnostic systems has to be closely planned with the overall schedule. This paper will describe some of the challenges and systems that are currently being progressed.


Defining the infrared systems for ITER

Reichle, R.*; Andrew, P.*; Counsell, G.*; Drevon, J.-M.*; Encheva, A.*; Janeschitz, G.*; Johnson, D. W.*; 草間 義紀; Levesy, B.*; Martin, A.*; et al.

Review of Scientific Instruments, 81(10), p.10E135_1 - 10E135_5, 2010/10

 被引用回数:23 パーセンタイル:71.53(Instruments & Instrumentation)

ITER will have wide angle viewing systems and a divertor thermography diagnostic which shall provide infrared coverage of the divertor and large parts of the first wall surfaces with spatial and temporal resolution adequate for operational purposes and higher resolved details of the divertor and other areas for physics investigations. We propose specifications for each system such that they jointly respond to the requirements. Risk analysis driven priorities for future work concern mirror degradation, interfaces with other diagnostics, radiation damage to refractive optics, reflections and the development of calibration and measurements methods for varying optical and thermal target properties.


In-situ irradiation test of mica substrate bolometer at the JMTR reactor for the ITER diagnostics

西谷 健夫; 四竈 樹男*; Reichle, R.*; Hodgson, E. R.*; 石塚 悦男; 河西 敏; 山本 新

Fusion Engineering and Design, 63-64, p.437 - 441, 2002/12

 被引用回数:14 パーセンタイル:67.53(Nuclear Science & Technology)




西谷 健夫; 四竈 樹男*; Reichle, R.*; 杉江 達夫; 角田 恒巳; 河西 敏; 石塚 悦男; 山本 新

プラズマ・核融合学会誌, 78(5), p.462 - 467, 2002/05

ITER-EDAの工学R&Dの一環として行った、ボロメータ,光ファイバー及び磁気プローブ線照射試験の結果について報告する。ボロメーターは赤外軟X線領域の輻射を測定する素子であり、プラズマのパワーバランスを評価する重要な計測器である。ITERのボロメーターの候補であるマイカ薄膜ボロメータの実時間照射試験をJMTRを用いて行ったところ、マイカ薄膜に蒸着した金の抵抗体の抵抗値の著しい増加が観測され、金から水銀への核変換が原因であることを示した。また0.03dpa(目標0.1dpa)のフルエンスで断線が発生したため、蒸着抵抗体を白金等の核変換断面積が小さい物質に代える必要があることを指摘した。ITER共通試料の光ファイバー(日本製フッ素添加ファイバー2種類,ロシア製3種類)をJMTRで照射した。その結果フッ素添加ファイバー及びロシア製KU-H2G, KS-4Vが優れており、ITERの真空容器近傍でも使用可能なことを示した。無機絶縁ケーブルの照射誘起起電力(RIEMF)については、磁気プローブの両端の中心導体間の作動電圧に与えるRIEMFの影響を、高感度電圧計を用いて直接測定することを試みた結果、ノイズレベル(100nV)以下であり、1000秒間積分しても問題ないことを示した。


Irradiation effects on plasma diagnostic components, 2

西谷 健夫; 四竈 樹男*; 杉江 達夫; 河西 敏; 石塚 悦男; 河村 弘; 角田 恒巳; 八木 敏明; 田中 茂; 鳴井 實*; et al.

JAERI-Research 2002-007, 149 Pages, 2002/03


ITER工学R&Dの一環として計測機器要素の照射試験を核分裂中性子,$$gamma$$線,14-MeV中性子を用いて実施した。14-MeV中性子及びCo-60$$gamma$$線照射下におけるKU-1溶融石英の紫外域透過率を測定したところ、200-300nmの波長域に著しい透過損失が生じることがわかった。5種類のITER共通資料の光ファイバーをJMTR及びCo-60$$gamma$$線で照射試験を行った。KS-4V,KU-H2G及びフッ素添加ファイバーは極めて高い耐放射線性を示し、ITERの真空容器外側付近まで導入できる見通しを得た。マイカ薄膜ボロメータを0.1dpaまでJMTRで照射した。第1照射サイクルの停止時にボロメータの断線が発生し、金を蒸着した抵抗体は、ITERにおいて問題であることを示した。磁気プローブもJMTRで照射試験を行った。磁気プローブに長時間デジタル積分器を接続したところ、1000sに対し、10-40 mVsのドリフトが観測されたが、照射誘起起電力ばかりでなく、積分器自体のドリフトによる発生したと考えられる。1000sの積分時間に対し、ドリフトを0.5 mVs以下に抑えうる、ITER仕様の磁気プロープをMIケーブルを用いて製作できる見通しが得られた。


Neutron irradiation tests on diagnostic components at JAERI

西谷 健夫; 四竈 樹男*; 深尾 正之*; Reichle, R.*; 杉江 達夫; 角田 恒巳; 河西 敏; Snider, R.*; 山本 新

Fusion Engineering and Design, 56-57, p.905 - 909, 2001/10

 被引用回数:20 パーセンタイル:80.57(Nuclear Science & Technology)

ITERの計測器開発において計測機器要素の中性子照射試験は最も重要なR&Dの一つである。本講演では、ITER工学R&Dの一環として行った中性子照射試験のうち最近の成果について報告する。(1)ボロメータ; ITER用ボロメータの候補であるマイカ薄膜ボロメータの主要素であるマイカ薄膜をJMTRで照射したところ、スウェリングは0.01dpaで0.2%であり、ITERにおける使用に見通しを得た。(2)石英窓材; 石英窓材をFNS(14MeV中性子)で照射し、UV域の透過特性を実時間で測定した。250nm以下の波長では中性子照射に非常に敏感であり、8$$times$$10$$^{19}$$/m$$^{2}$$のフルエンスで透過率が10%まで減少した。また照射後は照射中に対し、10~20%透過率が回復する。

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