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論文

幌延深地層研究センターの立坑掘削損傷領域の水理・力学的挙動に関する研究

青柳 和平; 櫻井 彰孝; 棚井 憲治

第46回岩盤力学に関するシンポジウム講演集(CD-ROM), p.142 - 147, 2019/01

本研究では、堆積軟岩を対象とする幌延深地層研究センターの深度350m以深の立坑掘削を対象として、掘削時に発達する掘削損傷領域の水理・力学特性について、原位置透水試験、AE測定と水理・力学連成解析の実施結果に基づいて論じた。原位置試験の結果、立坑壁面から約1.5mの範囲でAE震源が分布しており、それを内包する領域における透水係数は、割れ目の発達していない領域に比べて2-4オーダー高かった。一方、解析では、壁面から最大1.5m程度まで破壊が生じる結果となり、原位置試験により推定される幅に概ね整合する結果を得た。また、立坑掘進時に計測された壁面周辺における間隙水圧値の増大は、掘削による応力集中の影響によるものであると推定された。

論文

Development of residual thermal stress-relieving structure of CFC monoblock target for JT-60SA divertor

鶴 大悟; 櫻井 真治; 中村 誠俊; 尾崎 豪嗣; 関 洋治; 横山 堅二; 鈴木 哲

Fusion Engineering and Design, 98-99, p.1403 - 1406, 2015/10

 被引用回数:1 パーセンタイル:81.41(Nuclear Science & Technology)

Carbon Fibre-reinforced Carbon (CFC) monoblock target for JT-60SA divertor is under development toward mass-production. A CFC monoblock, a CuCrZr cooling tube at the centre of the monoblock and a interlayer were bonded by vacuum brazing in a high temperature, into a target. After the bonding, strong tensile stress was generated in the CFC monoblock around the CuCrZr cooling tube in a room temperature condition due to difference of thermal expansions between CFC and CuCrZr. In the previous trial productions, only half targets passed the acceptance test. In this research, a new structure of the targets was proposed, to reduce residual thermal stress and to depress the degradation of heat removal capacity of the targets, toward the mass-production. Some measures were implemented on the proposed. The effectiveness of the measures were evaluated by numerical simulations. Thermal performance of target mock-ups with the proposed were evaluated.

論文

Infrared thermography inspection for monoblock divertor target in JT-60SA

中村 誠俊; 櫻井 真治; 尾崎 豪嗣; 関 洋治; 横山 堅二; 逆井 章; 鶴 大悟

Fusion Engineering and Design, 89(7-8), p.1024 - 1028, 2014/10

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

JT-60SAのCFC(Carbon Fiber Composite)モノブロックダイバータターゲットは、10$$sim$$15MW/m$$^{2}$$の熱負荷を除熱する性能が要求される。製作時の熱処理で生じるCFCと冷却管の接合欠陥が除熱性能を低下するため、受入検査では、除熱性能の低いモノブロックターゲットをスクリーニングする必要がある。効率的に検査できる赤外画像検査の適用を検討した。赤外画像検査では、冷却管に95$$^{circ}$$Cの温水を通水し、定常状態となってから、5$$^{circ}$$Cの冷水を通水して生じるモノブロック表面の温度過渡応答を赤外線カメラで計測する。基準モノブロックと検査モノブロックの90$$^{circ}$$Cから60$$^{circ}$$Cの冷却時間の比較から、除熱性能を評価する。赤外画像検査及び、電子ビームによる熱負荷検査の結果と有限要素法解析からスクリーニング基準を作成した。具体的には、人工的な接合欠陥を加工したターゲットの検査結果を基に、大きさと位置が異なる多種の接合欠陥をモデル化した解析結果からスクリーニング基準を作成した。その結果を報告する。

論文

Manufacturing and development of JT-60SA vacuum vessel and divertor

逆井 章; 正木 圭; 芝間 祐介; 櫻井 真治; 林 孝夫; 中村 誠俊; 尾崎 豪嗣; 横山 堅二; 関 洋治; 柴沼 清; et al.

Proceedings of 24th IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2012) (CD-ROM), 8 Pages, 2013/03

原子力機構では、幅広いアプローチ(BA)活動の一環として、日欧共同でサテライトトカマク装置JT-60SA(JT-60の改修装置)の建設を実施している。JT-60SA真空容器は断面形状がD型のドーナツ状の高真空を維持する容器で、直径10 m,高さ6.6 mである。トカマク装置であるJT-60SAでは真空容器内に電磁誘導でプラズマ電流を発生させる必要があるため一周抵抗を上げ、かつ運転時の電磁力に耐える強度を得るために、二重壁構造を採用した。この二重壁構造の真空容器はリブ板を介して内壁板と外壁板が溶接接続され、インボードの直線部は20度単位、アウトボードは10度単位で製作される。非常に溶着量が多い溶接となるため、溶接変形が技術課題となる。これを解決するため、最適な3つの溶接方法による自動溶接を選択し、溶接変形を低減した。現在、40度セクター3体が完成し、4体目の現地溶接組立を実施中である。下側ダイバータ用として、遠隔保守が可能なダイバータカセットを設計、開発し、実機を製作している。ダイバータカセットは10度単位で製作され、この上に設置される内側と外側ダイバータターゲット及びドームのプラズマ対向機器はモジュール化されている。外側ダイバータの一部に設置される、15MW/m$$^2$$の高熱負荷に耐えるモノブロックターゲットの製作に対応するため、受入試験としてサーモグラフィー試験の技術開発を行っている。

報告書

キャプセル型照射リグの組立技術の確立

市川 正一; 阿部 和幸; 芳賀 広行; 梶間 久司*; 桜井 智*; 勝山 幸三; 前田 宏治; 西野入 賢治

JAEA-Technology 2011-032, 46 Pages, 2012/01

JAEA-Technology-2011-032.pdf:8.46MB

新たに設計製作されたキャプセル型照射リグに対して、遠隔操作による照射リグの組立,解体及び再組立に関連する一連の組立技術を確立した。本技術をMA含有MOX燃料ピンの照射試験で使用するPFB110(B11(1), B11(2))及びPFB140(B14)の各照射リグの組立,解体に適用し、これ等を達成した。B11(2)の組立においては、部材準備期間の短縮,費用の圧縮,放射性廃棄物の大幅低減を目的とした「シャトル照射」計画を実現するため、B11(1)の照射済み部材を再利用した。本報では、B11(1)の組立,解体及びB11(2)の再組立にて報告するとともに、B11(1)の組立技術を改良したB14の組立について報告する。

論文

中性子反射率による表面・薄膜界面の研究

桜井 健次*; 日野 正裕*; 武田 全康

Journal of the Vacuum Society of Japan, 53(12), p.747 - 752, 2010/12

中性子反射率法は表面や界面の研究に有用な手法である。X線反射率と同様の情報が得られることに加えて、軽元素や磁性に対する感受性がX線に比べて高いという魅力的な特徴を持っている。本稿では、国内で現在使用可能な中性子反射率計の現状を紹介する。

報告書

核融合原型炉SlimCSの概念設計

飛田 健次; 西尾 敏*; 榎枝 幹男; 中村 博文; 林 巧; 朝倉 伸幸; 宇藤 裕康; 谷川 博康; 西谷 健夫; 礒野 高明; et al.

JAEA-Research 2010-019, 194 Pages, 2010/08

JAEA-Research-2010-019-01.pdf:48.47MB
JAEA-Research-2010-019-02.pdf:19.4MB

発電実証だけでなく、最終的には経済性までを一段階で見通しうる核融合原型炉SlimCSの概念設計の成果を報告する。核融合の開発では、これまで、1990年に提案されたSSTR(Steady State Tokamak Reactor)が標準的な原型炉概念とされてきたが、本研究はSSTRより軽量化を図るため小規模な中心ソレノイドを採用して炉全体の小型化と低アスペクト比化を図り、高ベータ及び高楕円度(グリーンワルド密度限界を高めうる)を持つ炉心プラズマにより高出力密度を目指した。主要パラメータは、プラズマ主半径5.5m,アスペクト比2.6,楕円度2.0,規格化ベータ値4.3,核融合出力2.95GW,平均中性子壁負荷3MW/m$$^{2}$$とした。この炉概念の技術的成立性を、プラズマ物理,炉構造,ブランケット,超伝導コイル,保守及び建屋の観点から検討した。

論文

Compact DEMO, SlimCS; Design progress and issues

飛田 健次; 西尾 敏; 榎枝 幹男; 川島 寿人; 栗田 源一; 谷川 博康; 中村 博文; 本多 充; 斎藤 愛*; 佐藤 聡; et al.

Nuclear Fusion, 49(7), p.075029_1 - 075029_10, 2009/07

 被引用回数:102 パーセンタイル:1.59(Physics, Fluids & Plasmas)

最近の核融合原型炉SlimCSに関する設計研究では、おもに、ブランケット,ダイバータ,材料,保守を含む炉構造の検討に重点を置いている。この設計研究における炉構造の基本的考え方とそれに関連する課題を報告する。楕円度のついたプラズマの安定化と高ベータ化のため、セクター大の導体シェルを交換ブランケットと固定ブランケット間に設置する構造とした。また、ブランケットには、加圧水冷却,固体増殖材を採用することとした。従来の原型炉設計で検討していた超臨界水冷却を利用するブランケット概念に比べ、トリチウム自給を満足するブランケット概念の選択肢はかなり絞られる。ダイバータ技術やその材料について考慮すると、原型炉のダイバータ板での熱流束上限は8MW/m$$^{2}$$以下とすべきであり、これは原型炉で取り扱うパワー(すなわち、アルファ加熱パワーと電流駆動パワーの和)に対して大きな制約となりうる。

論文

Mock-up test results of monoblock-type CFC divertor armor for JT-60SA

東島 智; 櫻井 真治; 鈴木 哲; 横山 堅二; 柏 好敏; 正木 圭; 芝間 祐介; 武智 学; 柴沼 清; 逆井 章; et al.

Fusion Engineering and Design, 84(2-6), p.949 - 952, 2009/06

 被引用回数:6 パーセンタイル:50.95(Nuclear Science & Technology)

JT-60Uは、幅広いアプローチ(BA)及び我が国の国内プロジェクトとして、超伝導装置JT-60SAへと改修される。JT-60SAダイバータ板の最大定常熱負荷は15MW/m$$^{2}$$に達すると評価され、強制水冷却のモノブロック型CFCダイバータアーマが有力候補である。JT-60SAダイバータアーマは、CFCブロック,CuCrZrスクリュウ管,無酸素銅の緩衝層から構成され、ロウ付け接合部がアーマにとって鍵となる。ロウ付け接合部の改善を目指してCFC内面をメタライズした結果、試験体がITER要求仕様を超える性能を有することを確認できた。製作方法の改善及び製作歩留りの把握を目的として、一度に製作する量に匹敵する試験体を試作したところ、約半数の試験体が15MW/m$$^{2}$$の除熱性能を有することがわかった。講演では、JT-60SAダイバータアーマの設計・試作の進展をまとめる。

論文

Simulation study for divertor design to handle huge exhaust power in the SlimCS DEMO reactor

川島 寿人; 清水 勝宏; 滝塚 知典; 飛田 健次; 西尾 敏; 櫻井 真治; 竹永 秀信

Nuclear Fusion, 49(6), p.065007_1 - 065007_7, 2009/06

 被引用回数:21 パーセンタイル:28.41(Physics, Fluids & Plasmas)

コンパクトDEMO炉SlimCSにおいて、ダイバータコードSOLDOR/NEUT2Dを用いてダイバータ設計検討を行った。その結果、スクレイプオフ層への巨大排出パワーをダイバータで制御するための有望な見通しを得ることができた。典型的パラメータとして、排出パワー500MW、イオン粒子束0.5$$times$$10$$^{23}$$s$$^{-1}$$を用いたところ、ダイバータ板上の熱負荷は、当初の垂直化ダイバータ板形状において、外側ダイバータ板上で最高値70MW/m$$^{2}$$に達した。これは初期の概念設計で想定した熱負荷10MW/m$$^{2}$$を大幅に超えることがわかった。そこで外側ダイバータ板下部にV型コーナーを設け、重水素ガスパフ又はアルゴン不純物を適量導入して粒子リサイクリング及び放射損失パワーの増大を図り、非接触状態にすることによって、最大熱負荷を10MW/m$$^{2}$$以下まで低減することに成功した。さらに、排出パワーの減少とともに、ダイバータ熱負荷が指数関数的に減少することを明らかにし、排出パワー300MWにおいては、より少量の重水素ガスパフ及びアルゴン不純物導入でも7MW/m$$^{2}$$程度の許容値を得られることが示した。

論文

SlimCS; Compact low aspect ratio DEMO reactor with reduced-size central solenoid

飛田 健次; 西尾 敏; 佐藤 正泰; 櫻井 真治; 林 孝夫; 芝間 祐介; 礒野 高明; 榎枝 幹男; 中村 博文; 佐藤 聡; et al.

Nuclear Fusion, 47(8), p.892 - 899, 2007/08

 被引用回数:47 パーセンタイル:11.45(Physics, Fluids & Plasmas)

コンパクトな核融合原型炉概念SlimCSについて報告する。この原型炉は通常のトカマク炉と比べると小規模な中心ソレノイドコイル(CS)を採用している点に特徴がある。通常、CSの主要な役割はポロイダル磁束の供給とされるが、これをプラズマ形状制御とみなすことでCSの大幅な小型化が可能であり、これによりトロイダルコイルの軽量化しいては炉本体重量の低減が期待できる。さらに、CSの小型化はプラズマの低アスペクト比(=2.6)化を可能にし、高楕円度,大プラズマ電流化,高ベータ化など炉心プラズマの高出力密度を実現するうえで望ましい条件が整う。この結果、SlimCSはARIES-RSのような先進トカマク炉概念と同規模の炉寸法でありながら、比較的無理のない炉心プラズマ条件でほぼ同等の核融合出力を発生するメリットを持つ。

論文

Concept of compact low aspect ratio Demo reactor, SlimCS

飛田 健次; 西尾 敏; 佐藤 正泰; 櫻井 真治; 林 孝夫; 芝間 祐介; 礒野 高明; 榎枝 幹男; 中村 博文; 佐藤 聡; et al.

Proceedings of 21st IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2006) (CD-ROM), 8 Pages, 2006/10

コンパクトな原型炉を実現するための新概念を提案する。原型炉で見通しうる保守的な設計パラメータでありながら、経済的実用炉の設計例ARIES-RS, CRESTと同規模にコンパクトな原型炉が実現できる可能性を示した。本研究で提案する炉SlimCSは、主半径5.5m、アスペクト比2.6、最大磁場16.4T、核融合出力2.95GWの原型炉であり、規格ベータ値2、規格化密度0.4のときにゼロ電気出力、規格ベータ値4.3,規格化密度1.1の定格運転では1GW程度の正味電気出力を発生する。この概念の特徴は、小規模な中心ソレノイド(CS)を設置することによって形状制御等の炉心プラズマにかかわる技術的困難を回避しつつ、トロイダル磁場コイルをできる限り中心軸に近づけて設置し、プラズマを低アスペクト比化したことである。これによりトロイダル磁場コイルの蓄積エネルギーが大幅に減少し、トロイダル磁場コイルの物量、ひいては炉本体の建設コストの削減に寄与しうる。また、低アスペクト比のため高楕円度及び高ベータ限界が期待され、このようなコンパクトな原型炉が構想可能になる。

論文

Case study on tritium inventory in the fusion DEMO plant at JAERI

中村 博文; 櫻井 真治; 鈴木 哲; 林 巧; 榎枝 幹男; 飛田 健次; 発電実証プラント検討チーム

Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1339 - 1345, 2006/02

 被引用回数:29 パーセンタイル:8.35(Nuclear Science & Technology)

現在検討を進めている核融合発電実証プラント(DEMO)の運転期間中における炉内及び冷却水中のトリチウムインベントリを評価し、その結果をITERのそれと比較した。その結果、DEMOにおける炉内及び冷却水中のトリチウムインベントリは、1mmのタングステン被膜の透過抑制策を施工した場合において、20年間の運転後に各々数グラムと百数十グラムとの結果を得た。透過抑制策無しでは冷却水中インベントリが約4桁増加することも判明した。これは冷却水中のトリチウムインベントリが、主として炉内構造物を通じてDTプラズマからの透過に起因するためである。一方、DEMOとITERでのトリチウムインベントリの比較の結果、DEMOの炉内の総トリチウムインベントリに関しては、炭素材のトリチウムとの共堆積が存在しないことによりITERに比べ約3桁以上小さくなるとの評価結果を得たものの、冷却水中トリチウムインベントリに関しては、タングステンの被膜を施行した場合においてもDEMOの方がITERより約2桁大きくなることが明らかとなった。

論文

Concept of core and divertor plasma for fusion DEMO plant at JAERI

佐藤 正泰; 櫻井 真治; 西尾 敏; 飛田 健次; 井上 多加志; 中村 幸治; 新谷 吉郎*; 藤枝 浩文*; 発電実証プラント検討チーム

Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1277 - 1284, 2006/02

 被引用回数:12 パーセンタイル:29.25(Nuclear Science & Technology)

核融合出力3GWを確保する高い経済性を有するトカマク炉発電実証プラントの設計を行っている。中心ソレノイド(CS)コイルがない又は小さい場合は、炉の小型化と軽量化に大きなインパクトがある。一方高密度領域での高閉じ込め性能の確保と巨大ELMを抑制する必要から、高い三角度を必要とされる可能性がある。CSコイルの役割を電流立ち上げとプラズマ形状制御に限定して、CSの大きさに応じた3ケースについて、システムコードを用いてプラントのパラメータを選択した。熱流束のスケーリングを用いてダイバータに対する要請を求めた。CSコイルが無い場合は、最もコンパクトな炉であるが、巨大ELMを抑制するには不十分な低い三角度しか得られない。CSの役割を形状制御に限定した炉については、巨大ELM抑制に必要と考えられる三角度が得られ、磁力線の小ポロイダル入射角と長い脚長で、ダイバータの熱のハンドリングが可能である。CSの役割を電流立ち上げと形状制御を有する炉についても、巨大ELM抑制に必要と考えられる三角度が得られ、磁力線のフラックス拡大と長い脚長で、ダイバータの熱のハンドリングが可能である。また、運転シナリオについて検討し、HHファクター,グリーンワルド密度,シャインスルーの条件が運転シナリオに強い制限を与えている。

論文

Design study of fusion DEMO plant at JAERI

飛田 健次; 西尾 敏; 榎枝 幹男; 佐藤 正泰; 礒野 高明; 櫻井 真治; 中村 博文; 佐藤 聡; 鈴木 哲; 安堂 正己; et al.

Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1151 - 1158, 2006/02

 被引用回数:100 パーセンタイル:0.67(Nuclear Science & Technology)

原研における発電実証プラント設計検討では、中心ソレノイド(CS)の機能に着目して3つの設計オプションを検討中である。これらのうち、主案はCSの機能をプラズマ形状制御に限定してコンパクトにすることによりトロイダル磁場コイルの軽量化を図ったものであり、この設計オプションの場合、主半径5.5m程度のプラズマで3GWの核融合出力を想定する。本プラントでは、Nb$$_{3}$$Al導体による超伝導コイル,水冷却固体増殖ブランケット,構造材として低放射化フェライト鋼,タングステンダイバータなど近未来に見通しうる核融合技術を利用する。プラントの設計思想及び要素技術に対する要請を述べる。

論文

低アスペクト比トカマク炉のダイバータ熱流制御

櫻井 真治; 飛田 健次; 西尾 敏

プラズマ・核融合学会誌, 80(11), p.955 - 958, 2004/11

球状トカマクの周辺プラズマ研究の進展をレビューするとともに、低アスペクト比トカマク型発電炉のダイバータ熱流制御の成立性について概念検討を行い、ダイバータの除熱能力に対するストライク点での磁気面間隔拡大比,ダイバータ板の傾斜角及びプラズマ三角度等の効果を評価した。弱磁場かつ高安全係数の低アスペクト比トカマクではスクレイプオフ層の熱流幅が広いためストライク点の磁気面間隔拡大比$$sim$$10として受熱面積をポロイダル方向に拡大できればダイバータ部での放射冷却が不要となる。その場合、ダイバータ板の傾斜角などを考慮するとダイバータレッグ長さとして$$sim$$3mが必要となる。核融合出力3GWを想定してケーススタディを行った結果、低三角度配位では、type II ELMによるELM熱負荷低減が期待できない反面、ダイバータコイルを遠ざけるなど配位を工夫することで十分なレッグ長さを確保して上記の条件を満足し、ELM熱負荷も$$sim$$1MJ/m$$^{2}$$まで低減可能となる。低三角度では高密度での閉じ込め性能劣化が懸念されるが、大半径が小さく内側ダイバータ領域が狭くなる低アスペクト比トカマクの熱流制御としては魅力的な選択肢の一つである。

論文

Advanced fusion technologies developed for JT-60 superconducting Tokamak

逆井 章; 石田 真一; 松川 誠; 秋野 昇; 安藤 俊就*; 新井 貴; 江里 幸一郎; 濱田 一弥; 市毛 尚志; 礒野 高明; et al.

Nuclear Fusion, 44(2), p.329 - 334, 2004/02

超伝導トカマク装置へのJT-60改修が計画されている。原型炉に繋がる先進的な核融合技術として、JT-60改修装置(JT-60SC)の設計のために超伝導マグネット技術やプラズマ対向機器を開発した。JT-60SCの超伝導トロイダル磁場コイル用として、高い臨界電流密度を可能とする、高い銅比4のニオブアルミ超伝導素線を新規に開発し、量産化に成功した。この素線と、突合せ溶接で作った全長30mの丸穴四角のステンレス製コンジットを用いて、実機サイズのケーブル・イン・コンジット導体を製作した。この導体を使用して、リアクト&ワインド法(熱処理後に巻線作業を行う製作方法)を実証するR&Dを進めている。ニオブアルミ導体の歪み劣化が小さいことを利用したこの製作方法は、将来の大型コイル製作の技術的な信頼性向上と低コストに繋がる先進的な超伝導技術として注目されている。JT-60SCのダイバータへの熱負荷10-15MW/m$$^{2}$$に耐える機器として、スクリュウ管を銅製ヒートシンクに設け、これと炭素繊維複合材,緩衝材を一体ロウ付けすることで、良好なプラズマ対向機器を開発した。電子ビーム照射試験により、この対向機器は従来のスワール管の場合と比較して約1.5倍の高い熱伝達率を達成することを明らかにした。

論文

Advanced fusion technologies developed for JT-60 superconducting Tokamak

逆井 章; 石田 真一; 松川 誠; 秋野 昇; 安藤 俊就*; 新井 貴; 江里 幸一郎; 濱田 一弥; 市毛 尚志; 礒野 高明; et al.

Nuclear Fusion, 44(2), p.329 - 334, 2004/02

 被引用回数:7 パーセンタイル:72.35(Physics, Fluids & Plasmas)

超伝導トカマク装置へのJT-60改修が計画されている。原型炉に繋がる先進的な核融合技術として、JT-60改修装置(JT-60SC)の設計のために超伝導マグネット技術やプラズマ対向機器を開発した。JT-60SCの超伝導トロイダル磁場コイル用として、高い臨界電流密度を可能とする、高い銅比4のニオブアルミ超伝導素線を新規に開発し、量産化に成功した。この素線と、突合せ溶接で作った全長30 mの丸穴四角のステンレス製コンジットを用いて、実機サイズのケーブル・イン・コンジット導体を製作した。この導体を用いて、リアクト&ワインド法(熱処理後に巻線作業を行う製作方法)を実証するR&Dを進めた。ニオブアルミ導体の歪み劣化が小さいことを利用したこの製作方法は、将来の大型コイル製作の技術的な信頼性向上と低コストに繋がる先進的な超伝導技術として注目されている。JT-60SCのダイバータへの熱負荷10-15MW/m$$^{2}$$に耐える機器として、スクリュウ管を銅製ヒートシンクに設け、これと炭素繊維複合材、緩衝材を一体ロウ付けすることで、良好なプラズマ対向機器を開発した。電子ビーム照射試験により、この対向機器は従来のスワール管の場合と比較して約1.5倍の高い熱伝達率を達成することを明らかにした。

論文

Diagnostics system of JT-60U

杉江 達夫; 波多江 仰紀; 小出 芳彦; 藤田 隆明; 草間 義紀; 西谷 健夫; 諫山 明彦; 佐藤 正泰; 篠原 孝司; 朝倉 伸幸; et al.

Fusion Science and Technology (JT-60 Special Issue), 42(2-3), p.482 - 511, 2002/09

 被引用回数:6 パーセンタイル:96.97(Nuclear Science & Technology)

JT-60Uの計測診断システムは、約50の計測装置から構成されている。近年、プラズマパラメータの半径方向の分布計測が精度よく行なわれるようになった結果、プラズマの内部構造が明らかになった。また、ミリ波反射計/電子サイクロトロン放射計測により、電子密度/電子温度揺動の測定が行なわれ、プラズマ閉じ込めに関する理解が進展した。さらに、電子温度,中性子発生率,放射パワー,電子温度勾配等の実時間制御実験が、関係する計測装置のデータを利用して行なわれた。これらの計測,及び実時間制御を駆使することにより、高性能プラズマを実現することができた。次期核融合実験炉用計測装置としては、炭酸ガスレーザ干渉計/偏光計,及び協同トムソン散乱計測装置を開発している。

論文

Fusion plasma performance and confinement studies on JT-60 and JT-60U

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:27 パーセンタイル:51.52(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。

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