検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 143 件中 1件目~20件目を表示

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

報告書

逆解析を用いた地下水流動のモデル化・解析に関する研究,2(共同研究)

尾上 博則; 山本 真哉*; 小橋 昭夫; 尾崎 裕介; 櫻井 英行*; 増本 清*

JAEA-Research 2018-003, 84 Pages, 2018/06

JAEA-Research-2018-003.pdf:17.44MB

本研究では瑞浪超深地層研究所周辺における透水不均質性の高い岩盤を対象とした数値実験を実施し、推定対象とする水理地質構造を絞り込むことや評価対象領域の水理地質構造を考慮した観測点の配置が重要であることを確認した。さらに、原位置で実施した揚水試験データを用いた逆解析を実施し、水圧応答データを用いた逆解析が、重要な水理地質構造の特定や水理地質構造の概念および解析モデルの信頼性の確認・向上といった地下水流動特性評価に有効であることが示された。

報告書

逆解析を用いた地下水流動のモデル化・解析に関する研究(共同研究)

小橋 昭夫; 尾上 博則; 山本 真哉*; 本多 眞*; 櫻井 英行*; 増本 清*

JAEA-Research 2015-022, 89 Pages, 2016/03

JAEA-Research-2015-022.pdf:27.85MB

高レベル放射性廃棄物の地層処分事業においては、地表より300m以深の地下深部に数km四方の地下施設が建設される。地層処分の安全性の評価にあたっては、放射性核種の主要な移行媒体となる地下水の流動特性やその不均質性を把握することが重要である。岩盤中には周辺岩盤と比較して数桁に渡り透水性の異なる断層や亀裂といった不連続構造が分布している。それらは空間的な透水不均質性の要因であり、地下水の流動方向や流速に大きな影響を与えている。このような透水不均質を効率的に推定するにあたっては、揚水試験などによる地下水圧変化データを用いた地下水流動の逆解析が有効な手法の1つとして挙げられる。一方で、原位置調査には調査数量や工期といった様々な制約があり、取得される調査データは限られたものとなる。また、調査の量や質に応じて最適な逆解析手法を選定する必要があると考えられる。そこで、本研究では地下水流動評価における逆解析手法の適用方法の検討に資することを目的として、複数の解析手法を用いた数値実験を実施した。さらに、得られた結果に基づき、解析手法の違いが解析結果に及ぼす影響の分析、およびそれぞれの手法の適用性を整理した。比較検討には、変分法による随伴方程式を用いたデータ同化手法であるアジョイント法、および逐次データ同化手法の一種であるアンサンブルカルマンフィルタによる逆解析手法を適用した。

論文

Development of remote pipe welding tool for divertor cassettes in JT-60SA

林 孝夫; 櫻井 真治; 逆井 章; 柴沼 清; 河野 渉*; 大縄 登史男*; 松陰 武士*

Fusion Engineering and Design, 101, p.180 - 185, 2015/12

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

JT-60SAはITERへの支援研究および原型炉に向けた補完研究を担うトカマク型核融合実験装置である。JT-60SAではプラズマから発生するDD中性子による放射化のため真空容器内への人によるアクセスは制限される。そのため真空容器内機器を交換および修理するために遠隔保守(RH)システムが必要とされている。本発表ではJT-60SAのRHシステムの一部として開発した、下部ダイバータカセット内の冷却水配管接続に用いる溶接装置について述べる。ダイバータカセットの配管と真空容器外から入ってくる配管を溶接するために、冷却水配管(SUS316L製、内径$$phi$$54.2mm、肉厚2.8mm)の内部から円周溶接が可能な溶接ヘッドを開発し、溶接試験を行った。配管溶接の技術的課題を解決するため配管突合せ部のギャップと芯ずれがどの程度まで許容できるかを調べた。溶接対象の配管は実機と同様に鉛直方向に配置し、その先端を突合せ溶接した。上管先端の内径側に突起部を設けることにより、最大ギャップ0.7mm、最大芯ずれ0.5mmまでの溶接裕度を確保することができた。

論文

Estimation of the lifetime of resin insulators against baking temperature for JT-60SA in-vessel coils

助川 篤彦; 村上 陽之; 松永 剛; 櫻井 真治; 武智 学; 吉田 清; 池田 佳隆

Fusion Engineering and Design, 98-99, p.2076 - 2079, 2015/10

 被引用回数:1 パーセンタイル:80.88(Nuclear Science & Technology)

JT-60SA計画は、ITER計画の幅広いアプローチ計画の日欧協力で進められている。JT-60SA容器内コイルは日本で設計・製作を行う。容器内コイル用の樹脂絶縁材には、真空容器のベーキング温度条件(200$$^{circ}$$C, 40000時間)に沿った耐熱性能が要求される。今回、容器内コイル設計に向け、耐熱耐久性の調査を実施し、$$sim$$220$$^{circ}$$C環境で、エポキシ樹脂、シアネートエステル樹脂を母材とする7種類の候補樹脂絶縁材の寿命評価を実施した。高温環境下における化学反応速度はアレニウス法で評価する。耐熱耐久試験では、180$$^{circ}$$C, 200$$^{circ}$$C, 220$$^{circ}$$Cの恒温槽で一定期間保持し、その後、絶縁材の重量減少を測定する。樹脂絶縁材の重量減少率の結果を入力にワイブル解析を実施し、その後、アレニウスプロットにより候補樹脂絶縁材の寿命評価を初めて実施した。この結果、容器内コイルの適用温度は169$$^{circ}$$Cであることが分かった。

論文

Behavior of Nb$$_{3}$$Sn cable assembled with conduit for ITER central solenoid

名原 啓博; 諏訪 友音; 高橋 良和; 辺見 努; 梶谷 秀樹; 尾関 秀将; 櫻井 武尊; 井口 将秀; 布谷 嘉彦; 礒野 高明; et al.

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 25(3), p.4200305_1 - 4200305_5, 2015/06

 被引用回数:1 パーセンタイル:100(Engineering, Electrical & Electronic)

JAEA procures all superconductors for central solenoid (CS) in the ITER project. The cable is inserted into a conduit and compacted with it. During the insertion, the number of the rotation at the point ($$N_{p}$$) of the TF cable increased linearly to 50 against the inserted cable length ($$l_{i}$$). At first, $$N_{p}$$ of the CS cable also increased linearly by $$l_{i}$$ of 150 m. However, the increasing rate declined and the $$N_{p}$$ became constant to 30 at 600 m. During the compaction, the number of the rotation at the tail ($$N_{t}$$) of the CS cable increased linearly to 69 against the compacted cable length ($$l_{c}$$). It is important to measure not only $$N_{p}$$ but also $$N_{t}$$ because the rotation affects the twist pitch of the cable ($$l_{p}$$). After manufacturing the CS conductor, an X-ray transmission imaging made clear the $$l_{p}$$ along the whole length of the conductor for the first time. The $$l_{p}$$ peaked at the point; thus, a conductor sample should be taken there to investigate the effect of the $$l_{p}$$ elongation on the conductor performance.

論文

Development of remote pipe cutting tool for divertor cassettes in JT-60SA

林 孝夫; 櫻井 真治; 柴沼 清; 逆井 章

Fusion Engineering and Design, 89(9-10), p.2299 - 2303, 2014/10

 被引用回数:3 パーセンタイル:60.87(Nuclear Science & Technology)

JT-60SAはITERへの支援研究及び原型炉に向けた補完研究を担うトカマク型核融合実験装置である。JT-60SAではプラズマから発生するDD中性子による放射化のため真空容器内への人によるアクセスは制限される。そのため真空容器内機器を交換及び修理するために遠隔保守(RH)システムが必要とされている。本発表はJT-60SAのRHシステムに関するものであり、下部ダイバータカセット内の冷却配管の切断装置について述べる。ダイバータカセットを交換する際には、アウトボード側冷却水配管は真空容器内において、遠隔保守システムで切断及び再溶接を行う。切断対象の配管は配管外径:59.7mm、肉厚:2.8mm、材質:SUS316Lであり、空間的制限により配管の内側から切断を行う必要がある。切断はディスクカッター刃及び反力支持ローラを押し出す機構を備えた切断ヘッドを、カッター刃を押し出しながら回転させることにより行う。カッター刃の最大押し出し時の到達径を半径30.5mm(直径換算で$$phi$$61mm)としてヘッド製作及び切断試験を行い、下部ダイバータカセット内の冷却配管の切断が可能であることを示した。

論文

Development of Langmuir probes on divertor cassettes in JT-60SA

福本 正勝; 櫻井 真治; 朝倉 伸幸; 伊丹 潔

Plasma and Fusion Research (Internet), 8, p.1405153_1 - 1405153_10, 2013/11

JT-60SAのダイバータで使用可能な、高熱負荷に耐えられるラングミュアプローブを開発し、製作を完了した。プローブ電極は炭素繊維複合材料で製作し、先端の形状は屋根型である。プローブ先端の温度上昇を抑えるため、プラズマが直接当たらない部分の体積を大きくし、プローブの熱容量を大きくした。これにより、1MW/m$$^2$$, 100秒間及び、10MW/m$$^2$$, 5秒間の熱負荷に対して、プローブ電極先端の温度が1000$$^{circ}$$C以下となり、熱電子放出が小さい温度範囲に抑えられた。従来のトカマク装置では、ラングミュアプローブがダイバータタイルに埋め込まれていた。本研究では、ダイバータの除熱性能の低下を最小限に抑えるため、幅10mmのダイバータカセット間にラングミュアプローブを設置する。酸化アルミニウムを被覆したステンレス鋼により、ダイバータカセットへのプローブ電極の固定と電気的絶縁を行い、さらに、ケーブルを接続するための電極をプローブ電極にロウ付けすることで、ラングミュアプローブの幅を8mmに抑えた。これにより、ダイバータカセット間への設置を可能にした。

論文

Assembly study for JT-60SA tokamak

柴沼 清; 新井 貴; 長谷川 浩一; 星 亮; 神谷 宏治; 川島 寿人; 久保 博孝; 正木 圭; 佐伯 寿; 櫻井 真治; et al.

Fusion Engineering and Design, 88(6-8), p.705 - 710, 2013/10

 被引用回数:8 パーセンタイル:29.6(Nuclear Science & Technology)

The JT-60SA project is conducted under the BA satellite tokamak programme by EU and Japan, and the Japanese national programme. The project mission is to contribute to early realization of fusion energy by supporting ITER and by complementing ITER with resolving key physics and engineering issues for DEMO reactors. In this paper, the assembly of major tokamak components such as VV and TFC is mainly described. An assembly frame (with the dedicated cranes), which is located around the tokamak, is adopted to carry out the assembly of major tokamak components in the torus hall independently of the facility cranes for preparations such as pre-assembly in the assembly hall. The assembly frame also provides assembly tools and jigs to support temporarily the components as well as to adjust the components in final positions.

論文

Welding technology R&D on port joint of JT-60SA vacuum vessel

芝間 祐介; 正木 圭; 櫻井 真治; 柴沼 清; 逆井 章; 大縄 登史男*; 荒木 隆夫*; 浅野 史朗*

Fusion Engineering and Design, 88(9-10), p.1916 - 1919, 2013/10

 被引用回数:2 パーセンタイル:72.76(Nuclear Science & Technology)

JT-60SA真空容器のポート接続に関する溶接技術のR&Dについて発表する。真空容器はポート開口により計測機器等が容器内へアクセスできるように、73の多様な開口が、それぞれの目的に対応して設計されている。ポート開口は、製作上、設置位置より上下の垂直、上下の斜め、水平に分類される。ポート開口は現地で真空容器のポート管台に真空容器の組立後に溶接される。実際の接続時では、真空容器の熱遮蔽板やトロイダル磁場コイル等と同時期に実施する必要から、ポート開口の接続作業は真空容器の中からのアクセスに制限される。このうち、上下の垂直開口ではコーナー部曲率が50mmと小さく、さらに作業空間は狭隘で接続を困難にしているため、溶接トーチヘッドの可動性や溶接接続の健全性を検証する必要がある。本発表では、ポートとポート管台のモックアップを準備し、実際に溶接性を試験した、これら一連のR&Dについて報告する。TIG溶接ロボットを準備し、作業環境との干渉を避けての、健全な溶接接続の達成について詳しく紹介する。

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。

論文

JT-60SA vacuum vessel manufacturing and assembly

正木 圭; 芝間 祐介; 櫻井 真治; 柴沼 清; 逆井 章

Fusion Engineering and Design, 87(5-6), p.742 - 746, 2012/08

 被引用回数:10 パーセンタイル:25.38(Nuclear Science & Technology)

JT-60SA真空容器は、D型ポロイダル断面、かつトロイダル方向に10$$^{circ}$$ごとの多角形形状で構成されている。また、高い一周抵抗を確保し、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ている。材料は、放射化低減のため、低コバルトSUS316L(Co$$<$$0.05wt%)を使用している。運転時には、外部に設置される超伝導コイルの核発熱を低減させるために、二重壁間にホウ酸水(最大50$$^{circ}$$C)を流す。また、真空容器ベーキング時には200$$^{circ}$$Cの高温窒素ガスに切り替えて流す設計である。製作においては、要素試験及び20$$^{circ}$$上半の試作体の製作をあらかじめ行い、製作手順を確立した後、2009年の11月に実機の製作を開始した。また、真空容器の位置調整や40$$^{circ}$$セクター接続を含む現地組立方法を検討し、真空容器の全体組立手順を確立させた。

論文

Design study of remote handling system for lower divertor cassettes in JT-60SA

林 孝夫; 櫻井 真治; 柴沼 清; 逆井 章

Fusion Science and Technology, 60(2), p.549 - 553, 2011/08

 被引用回数:2 パーセンタイル:75.89(Nuclear Science & Technology)

JT-60SAはITERへの支援研究及び原型(DEMO)炉に向けた補完研究を担うトカマク型核融合実験装置である。JT-60SAの大きな特徴のひとつはその高パワー及び長時間放電であり、プラズマから発生するDD中性子による放射化のため真空容器内への人によるアクセスは制限される。そのため真空容器内機器を交換及び修理するために遠隔保守(RH)システムが必要とされている。本発表はJT-60SAのRHシステムに関するものであり、下部ダイバータカセット(高さ1.25m,幅0.57m,長さ1.62m,重さ800kg)の交換について詳細に述べる。JT-60SAのRHシステムは、全18セクションのうち4か所の水平部大口径ポート(高さ1.83m,幅0.66m)を用いる。またRHシステムは、重量物用と軽量物用の2種類のマニピュレータを備えている。ダイバータカセット等は重量物用マニピュレータを用いて交換し、第一壁アーマタイル等は軽作業用マニピュレータを用いて交換する。これらのマニピュレータはビークル式であり、真空容器内にトロイダル方向に敷設したレール上を移動しながら作業することができる。

論文

Manufacturing status of JT-60SA vacuum vessel and the related technology of welding

芝間 祐介; 正木 圭; 櫻井 真治; 柴沼 清; 逆井 章

Proceedings of 2011 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2011) (CD-ROM), 10 Pages, 2011/07

JT-60SA真空容器(150トン)について、製作現状を設計概念とともに紹介したうえで、製作に適用された溶接技術について述べる。真空容器は、プラズマを生成するために超高真空の空間を提供するトーラス型の容器である。真空容器は18のセクターからなり73の開口部を有する。大半径5.0m,高さ6.6mで、運転中に作用する電磁荷重に耐え得る高剛性の二重壁構造を採用している。構造材料に316L材を選定し、製作に用いる溶接技術を選定及び開発した。一様な溶接品質を得るために自動溶接を適用し、溶接変形を低減しつつ溶着量の増加を図る溶接条件を評価した。これらの結果をもとに、20度上半分セクターを試作し、製作手順,溶接変形の矯正,ジグの設計等に検討を経て、実機製作への見通しを得たので報告する。

論文

JT-60SA真空容器の設計と試作試験

正木 圭; 芝間 祐介; 櫻井 真治; 柴沼 清; 逆井 章

日本原子力学会和文論文誌, 10(1), p.55 - 62, 2011/01

JT-60SAは、核融合エネルギー実現に向けて実施される幅広いアプローチ(BA)活動のサテライトトカマク計画及びトカマク国内重点化装置計画の合同計画であり、日欧で機器の製作を分担し、日本の茨城県那珂市に建設される。JT-60SAトカマク装置の主要機器は、高温プラズマを閉じ込めるための超高真空を作り出す真空容器、そのプラズマの閉じ込め磁場を発生させるための超伝導コイル、コイル冷却のための断熱真空容器としてのクライオスタット及び外部加熱装置から構成されている。真空容器は、D形ポロイダル断面を有し、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ている。材料は、SUS316Lであるが、放射化低減のため低コバルト材(Co$$<$$0.05wt%)を使用する。製作においては、要素試験及び20$$^{circ}$$上半の試作体の製作をあらかじめ行い、製作手順を確立した後、2009年の11月に実機の製作を開始した。

論文

JT-60SA真空容器の設計と製作状況

芝間 祐介; 正木 圭; 櫻井 真治; 柴沼 清; 逆井 章

日本機械学会M&M2010材料力学カンファレンス講演論文集(CD-ROM), p.239 - 241, 2010/10

原子力機構は、日欧協力によるサテライトトカマクJT-60SAを建設中である。ダイバータ機器,第一壁,容器内コイルが設置される真空容器は、大きな電磁力に耐えるために剛構造で、かつプラズマ着火のために高い一周抵抗の構造が要求される。このため、二重壁構造を採用し、壁間に放射線遮蔽ボロン水を満たす。非運転時には高温窒素ガスを流して200$$^{circ}$$Cベーキングを行う。真空容器の構造は、運転状態に想定される負荷荷重に対して数値解析を行っており、十分に健全であること報告する。実機製作の前に試作により製作性を確認しており、溶接品質と溶接変形に対する要求を満足することを報告する。

論文

Design of lower divertor for JT-60SA

櫻井 真治; 東島 智; 林 孝夫; 芝間 祐介; 増尾 大慈*; 尾崎 豪嗣; 逆井 章; 柴沼 清

Fusion Engineering and Design, 85(10-12), p.2187 - 2191, 2010/08

 被引用回数:5 パーセンタイル:56.02(Nuclear Science & Technology)

「幅広いアプローチ活動」におけるサテライトトカマクと国内計画の共同計画として臨界プラズマ試験装置JT-60SAの主要機器の製作が開始された。高加熱パワーでの長パルス放電に対応するため、すべてのプラズマ対向機器は水冷されるとともに、将来の高放射化時には遠隔保守装置での修理点検が必要となる。JT-60SAの下側ダイバータはITERと同様に垂直ダイバータターゲットとプライベートドームを有し、トロイダル方向に10度の幅を持つ36個のカセットから構成される。熱負荷が2MWm$$^{-2}$$以下の領域には水冷ヒートシンクに炭素アーマタイルをボルト固定する。10-15MWm$$^{-2}$$の高熱負荷領域には、ITERと同様のCFCモノブロックターゲットを試験的に導入する。ダイバータカセットの基本設計及び電磁力及び構造解析結果等について報告する。

論文

Design status of JT-60SA vacuum vessel

芝間 祐介; 正木 圭; 櫻井 真治; 柴沼 清; 逆井 章

Journal of Plasma and Fusion Research SERIES, Vol.9, p.180 - 185, 2010/08

原子力機構は、日欧協力によるサテライトトカマク(JT-60SA)を建設中である。ダイバータ機器,第一壁,容器内コイルが設置される真空容器は、大きな電磁力に耐えるために剛構造で、かつプラズマ着火のために高い一周抵抗の構造が要求される。このため、二重壁構造を採用し、壁間に放射線遮蔽ボロン水を満たす。非運転時には高温窒素ガスを流して200$$^{circ}$$Cベーキングを行う。真空容器の構造解析を実施し、設計に健全性を確保している。構造解析は、運転中のプラズマ消滅に起因する電磁力,ベーキング時の熱応力,地震力を想定する。真空容器の設計の現状を報告し、試作状況を紹介する。

論文

Basic concept of JT-60SA tokamak assembly

柴沼 清; 新井 貴; 川島 寿人; 星野 克道; 星 亮; 小林 薫; 澤井 弘明; 正木 圭; 櫻井 真治; 芝間 祐介; et al.

Journal of Plasma and Fusion Research SERIES, Vol.9, p.276 - 281, 2010/08

JT-60SAは日本とEU間の共同プロジェクト(幅広いアプローチ)の中のサテライトトカマクプロジェクトとして合意されたものであり、現在その設計と製作が精力的に進められている。JT-60SAの組立はプロジェクトを推進するうえで最も重要な課題である。JT-60SAは、真空容器,超伝導コイル(TFコイル, EFコイル, CSコイル),ダイバータなどの容器内機器,サーマルシールド,クライオスタットなどの主要機器から構成される。これらの機器を効率よく組み立てるために、トカマク本体室に組立専用のクレーン付き組立架台を設置することで、建家内クレーンとの作業分担を行う。本論文では、JT-60SASの主要機器である真空容器とTFコイルを中心に組立シナリオ及び組立シーケンスの検討、これらの作業を可能とするための専用組立冶具の概念設計について述べる。

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:50.83(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

Status of JT-60SA tokamak under the EU-JA broader approach agreement

松川 誠; 菊池 満; 藤井 常幸; 藤田 隆明; 林 孝夫; 東島 智; 細金 延幸; 池田 佳隆; 井手 俊介; 石田 真一; et al.

Fusion Engineering and Design, 83(7-9), p.795 - 803, 2008/12

 被引用回数:13 パーセンタイル:26.33(Nuclear Science & Technology)

JT-60SAは、日欧の幅広いアプローチの下で建設する完全超伝導トカマク装置で、ITERや原型炉への貢献を目指している。2007年の両極の国会批准後、実質的には既に建設段階に移行している。JT-60SAは、既存の建屋,電源,プラズマ加熱装置,計測装置などの、JT-60U設備の最大限の有効利用が前提であり、完全に新作する主たる機器は本体装置のみである。最大プラズマは電流5.5MAで、プラズマ主半径3.06m,アスペクト比2.65,非円形度1.76,三確度0.36である。最大プラズマ加熱入力41MW,プラズマ電流のフラットトップ時間は100秒間である。本論文では、トカマク装置本体だけでなく、プラズマ加熱装置や遠隔保守装置の設計などについても言及するとともに、EUとの技術的な議論を踏まえて行った超伝導導体に関する最近の設計変更案などを紹介し、装置の全体像を明らかにする。

143 件中 1件目~20件目を表示