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論文

低アスペクト炉におけるプラズマ電流分布の評価

仙石 盛夫

電気学会論文誌,A, 129(9), p.585 - 588, 2009/09

トカマクのブートストラップ電流分布を迅速に評価するために、新しい近似法を開発した。その結果変数範囲の全域にわたり、分布勾配に掛かるすべての新古典拡散係数は逆アスペクト比,$$varepsilon$$, 有効電荷数,Z$$_{eff}$$、及び実効衝突周波数,$$nu$$$$^{*}$$、のみの多項式として表現できることを示した。これにより得られた電流分布は、内部輸送障壁のある場合のITERベンチマーク輸送コードによる結果と良い一致を見た。この近似法を核融合商用炉VECTOR(低アスペクトトカマク炉)の解析に適用した結果、ブートストラップ電流割合,I$$_{BS}$$/I$$_{p}$$は正磁気シア, 弱負磁気シア及び強負磁気シア(電流ホール形成)の場合にそれぞれ$$sim$$55%, $$sim$$60%及び$$sim$$100%と評価された。

論文

Study of SOL/divertor plasmas in JFT-2M

川島 寿人; 仙石 盛夫; 上原 和也; 玉井 広史; 荘司 昭朗*; 小川 宏明; 柴田 孝俊; 山本 正弘*; 三浦 幸俊; 草間 義紀; et al.

Fusion Science and Technology, 49(2), p.168 - 186, 2006/02

 被引用回数:2 パーセンタイル:18.25(Nuclear Science & Technology)

JFT-2Mトカマクでは、SOL/ダイバータプラズマの物理を理解し、熱・粒子を能動的に制御するための実験研究を進めてきた。1984年のJFT-2M実験開始後10年間は開ダイバータ形状で、ダイバータプラズマの内外非対称性,熱・粒子の輸送,ELM中のSOL電流特性等が明らかとなり物理的理解を進めた。局所排気,境界摂動磁場印加,ダイバータバイアス,周辺加熱などの先進的手法を取り入れ、熱・粒子を能動的に制御できることを実証した。ダイバータでの熱・粒子独立制御性向上を目指し、1995年に熱・粒子束流を考慮しながらダイバータ開口部を狭める閉ダイバータ化を実施した。ダイバータ部から主プラズマ周辺への中性粒子の逆流を抑える遮蔽効果が有効に機能し、主プラズマの高閉じ込め状態を劣化させることなく、ダイバータ板熱負荷を低減するための強力ガスパフが可能となり、n$$_{e}$$$$^{div}$$=4$$times$$10$$^{19}$$m$$^{-3}$$, T$$_{e}$$$$^{div}$$=4eVまでの低温高密度ダイバータプラズマを実現することができた。また、高閉じ込めモード中、周辺プラズマにおいて特有の揺動が現れることがわかり、閉じ込めとの関係が示唆された。本論文はこれらの成果のレビューである。

論文

ブートストラップ電流による高ベータ低アスペクト炉の定常維持

仙石 盛夫

プラズマ・核融合学会誌, 80(11), p.940 - 943, 2004/11

球状トカマク(ST)の最近の実験では、中心ソレノイドコイル無しの電流立上げ,高い非誘導電流率,内部輸送障壁の生成等が次々と実証されており、従来のトカマク同様に炉設計においてはこれらを想定しうるものと考えられる。これらの結果を低アスペクトトカマク炉の非誘導定常運転シナリオの検討に反映するために、商用炉VECTOR-OPT(原研設計)のブートストラップ電流比と中性粒子駆動電流比を評価した。規格化$$beta$$がST炉で典型的な値である5以上になると完全非誘導の定常運転が期待できることが示された。

論文

Performance of ITER as a burning plasma experiment

嶋田 道也; Mukhovatov, V.*; Federici, G.*; Gribov, Y.*; Kukushkin, A.*; 村上 好樹*; Polevoi, A. R.*; Pustovitov, V. D.*; 仙石 盛夫; 杉原 正芳

Nuclear Fusion, 44(2), p.350 - 356, 2004/02

ITERの誘導運転において10以上のQを達成することの確実性をさらに向上させた。経験則による解析によると、ITERでは十分な裕度をもって10以上のQを達成できる。理論モデルを用いた解析によれば、10以上のQを達成するためには2-4keV以上の周辺ペデスタル温度が必要であるが、ペデスタルの比例則によると、この程度のペデスタル温度は達成可能である。タイプIのELMに伴う熱負荷は高密度運転によって許容範囲に低減できる可能性がある。もし必要であればダイバータ板をさらに傾斜させ、さらに熱流束密度を低減させることもできる。高密度側からペレット入射によってQを増加させELM熱負荷を低減できる可能性がある。また閉じ込め性能とベータ値への要求度がより少ない定常運転シナリオを開発した。このような運転領域で必要となる抵抗性壁モードの安定化は、真空容器が二重構造を持つことを考慮しても現有のコイル及び電源で実現可能であることを明らかにした。

論文

Performance of ITER as a burning plasma experiment

嶋田 道也; Mukhovatov, V.*; Federici, G.*; Gribov, Y.*; Kukushkin, A. S.*; 村上 好樹*; Polevoi, A. R.*; Pustovitov, V. D.*; 仙石 盛夫; 杉原 正芳

Nuclear Fusion, 44(2), p.350 - 356, 2004/02

 被引用回数:39 パーセンタイル:78.24(Physics, Fluids & Plasmas)

ITERの誘導運転において10以上のQを達成することの確実性をさらに向上させた。経験則による解析によると、ITERでは十分な裕度をもって10以上のQを達成できる。理論モデルを用いた解析によれば、10以上のQを達成するためには3.2-5.3keV以上の周辺ペデスタル温度が必要であるが、ペデスタルの比例則によると、この程度のペデスタル温度は達成可能である。タイプIのELMに伴う熱負荷は高密度運転によって許容範囲に低減できる可能性がある。もし必要であればダイバータ板をさらに傾斜させ、さらに熱流束密度を低減させることもできる。高磁場側からペレット入射によってQを増加させELM熱負荷を低減できる可能性がある。また閉じ込め性能とベータ値への要求度がより少ない定常運転シナリオを開発した。このような運転領域で必要となる抵抗性壁モードの安定化は、真空容器が二重構造を持つことを考慮しても現有のコイル及び電源で実現可能であることを明らかにした。

論文

低アスペクト炉におけるプラズマ電流分布の評価

仙石 盛夫

電気学会プラズマ研究会資料 (PST-03-41), p.23 - 26, 2003/09

ITERや将来の核融合炉における定常運転シナリオでは、ブートストラップ電流(自発電流)の全電流に対する割合が十分大きいことが要請される。本講演では、ITERの非誘導定常運転シナリオの解析をもとに、アスペクト比(プラズマ大半径/小半径)の小さい場合にも適用可能なモデルにより、商用炉VECTOR(アスペクト比約2)についてブートストラップ電流と、外部駆動電流の分布を求めて最適化及び駆動電流のアスペクト比依存性を報告する。対象とするプラズマ放電モードは、弱負磁気シアー及び強負磁気シアーの電流ホールが発生している場合を扱った。

論文

Suppression of hydrogen absorption to V-4Cr-4Ti alloy by TiO$$_{2}$$/TiC coating

廣畑 優子*; 元嶋 大*; 日野 友明*; 仙石 盛夫

Journal of Nuclear Materials, 313-316(1-3), p.172 - 176, 2003/03

 被引用回数:11 パーセンタイル:61.24(Materials Science, Multidisciplinary)

核融合炉材料候補材の一つである低放射化バナジウム合金(V-4Cr-4Ti)の、降温時における水素吸収を低減させるために酸化チタン層コーティングを試みた。この層の組成はTiO$$_{2}$$とTiCであり、そのうちTiO$$_{2}$$は80%である。コーティング層の厚さを増大させるに従いバナジウム合金の水素吸収率は大幅に低減され、厚さ0.5$$mu$$m,温度 573Kではコーティングしない場合の1/50までとなった。

論文

Characteristics of boundary plasmas after the removal of divertor baffle plates and boronization on JFT-2M

川島 寿人; 仙石 盛夫; 都筑 和泰; 小川 宏明; 木村 晴行

Journal of Nuclear Materials, 313-316, p.1338 - 1342, 2003/03

 被引用回数:3 パーセンタイル:26.72(Materials Science, Multidisciplinary)

JFT-2Mでは閉ダイバータ形状(CD2)において、Hモードと低温高密度ダイバータの両立性を示した。今回、閉ダイバータを構成する遮蔽板をすべて撤去し(開ダイバータ化:OD)、CD2と比較して、CD2の結果がダイバータ部の粒子保持力なら生じていることを明らかにした。ODでは、定常的Lモード中にダイバータ部に協力ガスパフした場合、中性粒子の主プラズマ側への逆流が2倍増大するとともに主放射損失域が主プラズマ側に移動して、CD2の場合とは対照的になった。Hモード中の強力ガスパフにおいても放射損失割合が急増し、早期にしきい値(Pred/Pin=0.6)を越えH/L遷移して、CD2のような低温高密度ダイバータとHモードの両立は困難だった。この後、JFT-2Mの放射損失レベルを低減するためボロナイゼーションを導入した。ジュール加熱の初期実験では、放射損失割合が50%低減された。今後の高密度高閉じ込め実験が期待される。

論文

Deuterium retention of V-4Cr-4Ti alloy exposed to the JFT-2M tokamak environment

廣畑 優子*; 小田 知正*; 日野 友明*; 仙石 盛夫

Journal of Nuclear Materials, 290-293, p.196 - 200, 2001/03

 被引用回数:12 パーセンタイル:66.3(Materials Science, Multidisciplinary)

バナジウム合金(V-4Cr-4Ti)を約300$$^{circ}C$$に加熱してJFT-2Mダイバータ室にて約200ショットさらした後に取り出して、昇温脱離法、オージェ分析法により分析した。軽水素は、もともと吸蔵していた量(17ppm)が約半分の8ppmまで減少し、燃料の重水素も1.3ppm程度しか捕捉されなかった。これは高温での試料照射と表面での酸化・炭化層生成に起因していると考えられ、これらの相関について追試験を行い確認した。

論文

Low activated materials as plasma facing components

日野 友明*; 廣畑 優子*; 山内 有二*; 仙石 盛夫

Proceedings of IAEA 18th Fusion Energy Conference (CD-ROM), 5 Pages, 2001/00

核融合原型炉以後の低放射化構造材候補であるフェライト鋼(F82H)、バナジウム合金(V-4Cr-4Ti)、炭化珪素複合材(SiC/SiC)について、それらの真空工学特性、プラズマのある環境での表面物性等を調べ、評価した。F82Hについては酸化しやすく、脱ガス量が多いことから、600度C程度の予備ベーキングが必要であることがわかった。V-4Cr-4Tiについては、JFT-2Mトカマク環境下に約9ヶ月間置き、約200nmの酸化層が生成されて水素吸蔵が抑制されることを見いだした。その結果、危惧されていた水素脆化は酸化層により制御できる可能性がある。SiC/SiCについては、水素吸蔵は炭素と同程度であるが、化学的損耗は無視し得る程度に小さいことが判明した。

論文

Performance of V-4Cr-4Ti alloy exposed to the JFT-2M tokamak environment

Johnson, W. R.*; Trester, P. W.*; 仙石 盛夫; 石山 新太郎; 深谷 清; 衛藤 基邦; 小田 知正*; 廣畑 優子*; 日野 友明*; Tsai, H.*

Journal of Nuclear Materials, 283-287(Part1), p.622 - 627, 2000/12

 被引用回数:2 パーセンタイル:20.05(Materials Science, Multidisciplinary)

低放射化材料であるバナジウム合金は核融合炉の構造材として有望であるが、水素(あるいはその同位体)を吸蔵してもろくなる(脆化)性質がある。そこで、実際のトカマク環境下ではどうなるか試験するために、約9ヶ月間JFT-2Mのダイバータ室に置いた後、機械的、化学的特性変化を調べた(300$$^{circ}C$$昇温)。(GAが試料を提供し、原研・北大・ANLで分析を分担した。)9ヶ月の間約200回のダイバータ放電を行ったが、もともとあった水素は半減し、燃料ガスである重水素は1.3ppm程度しか吸蔵されなかった。これは表面に酸化物/炭化物が生成されたためと考えられる。その結果、機械的特性はほとんど変化せず、心配された水素脆化は見られなかった。

論文

Deuterium pumping experiment with superpermeable Nb membrane in JFT-2M tokamak

中村 幸男*; 仙石 盛夫; 中原 由紀夫*; 鈴木 直之*; 鈴木 肇*; 大藪 修義*; Busnyuk, A.*; Notkin, M.*; Livshits, A.*

Journal of Nuclear Materials, 278(2-3), p.312 - 319, 2000/04

 被引用回数:9 パーセンタイル:55.69(Materials Science, Multidisciplinary)

核融合炉燃料の水素と、ヘリウム灰を分離して排気可能な先進的排気システムである、超透過膜(Nb)ポンプをJFT-2Mトカマクのダイバータ室内に設置して排気試験を行った。強いガスパフ(~3Pam$$^{3}$$/s)だけでダイバータ室の圧力を上げた場合は全く排気せず、ダイバータプラズマがポンプを見込む場合にきた時のみ排気が観測された。また、中性ガス圧に比例した粒子(原子状)束を排気できた(最大7.3$$times$$10$$^{19}$$D/m$$^{2}$$s)。これらのことより、(1)世界で初めてトカマク環境下で超透過膜ポンプの排気性能実証、(2)強いガスパフによる低温高密度ダイバータと組み合わせた結果、高圧力で効率良く排気できることを実証、(3)そのような系では原子状水素束は分子状水素密度に比例することを検証等の結果を得た。

論文

JFT-2Mトカマク装置の放電にさらされたバナジウム合金の水素捕捉

小田 知正*; 廣畑 優子*; 日野 友明*; 仙石 盛夫

真空, 43(3), p.325 - 328, 2000/03

将来の核融合炉構造材料の候補材であるバナジウム合金の水素捕捉について調べ、その捕捉量とTi-O酸化層との関係を明らかにした。JFT-2Mトカマク環境下に置いた試料には約200nmの酸化層が形成され水素捕捉が約2ppmと小さいが、同様の現象が人為的に酸化させた場合も観測された。この場合の酸化層の厚さは、酸化時の試料温度を100$$^{circ}C$$,300$$^{circ}C$$,450$$^{circ}C$$と変えた場合それぞれ240,460,30nmと異なり、それぞれの厚さに対して水素捕捉量を調べた結果160nm以上の酸化層が形成された場合捕捉が抑制され、実機での結果と矛盾しないことがわかった。このことは、水素脆化低減策の検討のうえで重要な情報となる。

論文

Compact toroid injection experiment in JFT-2M

小川 俊英; 福本 直之*; 永田 正義*; 小川 宏明; 前野 勝樹; 長谷川 浩一; 柴田 孝俊; 宇山 忠男*; 宮沢 順一*; 河西 敏; et al.

Nuclear Fusion, 39(11Y), p.1911 - 1915, 1999/11

 被引用回数:29 パーセンタイル:67.82(Physics, Fluids & Plasmas)

姫路工大で開発したコンパクトトロイド(CT)入射装置を用いて同大学と共同で行っているJFT-2MプラズマへのCT入射実験について報告する。プラズマ中へ入射したCTは磁場の圧力を受けて進入するため、CTの運動エネルギーと磁場強度で進入距離が決まる。トロイダル磁場を0.8Tまで下げるとCT入射に伴い、多チャンネル軟X線計測器の中心コードに信号が増加する放電が得られた。このとき電子密度は急上昇し、マイクロ波干渉計の中心コードで1.7$$times$$10$$^{21}$$m$$^{-3}$$/sの線平均電子密度の上昇率が得られている。軟X線計測器の信号が増加する最も内側のチャンネルからCTの進入を評価すると、CTの加速電圧やトロイダル磁場強度を変えた放電から、電子密度の上昇率は進入距離に依存することがわかった。Hモード中へのCT入射を試み、トロイダル磁場0.8Tで1.9$$times$$10$$^{21}$$m$$^{-3}$$/sの電子密度上昇率が得られた。

論文

Advanced material tokamak experiment (AMTEX) program with ferritic steel for JFT-2M

佐藤 正泰; 三浦 幸俊; 木村 晴行; 川島 寿人; 仙石 盛夫; 山本 正弘; 小池 常之; 柴田 孝俊; 秋山 隆*; 阿部 充志*; et al.

プラズマ・核融合学会誌, 75(6), p.741 - 749, 1999/06

JFT-2Mでは、低放射化フェライト鋼(FS)にかかわる先進材料プラズマ試験を行う計画である。これはFSを用いてリップルの少ないトロイダル磁場を生成し、高エネルギーイオンの損失を低減するリップル低減試験と、強磁性体であるFSによる不整磁場がプラズマに与える影響を調べるフェライト鋼のプラズマ適合性試験からなる。これら先進材料プラズマ試験計画の全容について述べる。特に、前者では基本モードのリップルのみならず2倍のモード数のリップル低減の重要性を指摘し、その実現のためのFS設置法を明らかにした。後者ではJFT-2Mの真空容器をフェライト鋼製のものに改造するための設計検討を行っており、フェライト鋼のプラズマ平衡への影響は小さいことなどを明らかにした。

論文

ITER物理R&D専門家会議報告

細金 延幸; 朝倉 伸幸; 杉江 達夫; 芳野 隆治; 福田 武司; 草間 義紀; 飛田 健次; 井手 俊介; 嶋田 道也; 仙石 盛夫; et al.

プラズマ・核融合学会誌, 75(2), p.156 - 161, 1999/02

平成10年9月から10月にかけて開催された7件のITER物理R&D専門家会議の主な内容を取りまとめた会議報告である。

論文

Studies of boundary plasmas and fueling on the JFT-2M

小川 宏明; 三浦 幸俊; 福本 直之*; 長谷川 浩一; 川島 寿人; 前野 勝樹; 永田 正義*; 仙石 盛夫; 柴田 孝俊; 河西 敏; et al.

Journal of Nuclear Materials, 266-269, p.623 - 628, 1999/00

 被引用回数:12 パーセンタイル:67.42(Materials Science, Multidisciplinary)

本講演では、JFT-2Mのバッフル板付ダイバータプラズマの特性、ダイバータ板へバイアス電圧を印加した効果及びコンパクトトロイド入射による燃料注入法について発表する。JFT-2Mの閉ダイバータでは、OH加熱時には平均電子密度が2-2.5$$times$$10$$^{19}$$m$$^{-3}$$からデタッチメントが始まるが、完全デタッチメントには至っていない。またバイアス電圧印加により粒子フローを制御し、バッフル効果及びダイバータ特性を著しく向上させることが明らかとなった。さらに新しい燃料供給法としてコンパクトトロイド入射装置を据付け、11月より実験を開始した。初期的な結果ではOHプラズマへの入射で一周電圧、放射損失の低下及び蓄積エネルギーの速い増加などの良好な入射特性が得られた。

論文

Study of a closed divertor with strong gas puffing on JFT-2M

川島 寿人; 仙石 盛夫; 小川 俊英; 小川 宏明; 上原 和也; 三浦 幸俊; 木村 晴行; JFT-2Mグループ

Nuclear Fusion, 39(11Y), p.1679 - 1686, 1999/00

 被引用回数:13 パーセンタイル:43.8(Physics, Fluids & Plasmas)

JFT-2Mでは、高閉じ込め主プラズマと低温高密度ダイバータの両立を目指し閉ダイバータの研究を進めている。ダイバータ室に強力ガスパフした時、ダイバータ室入口に設けられた中性粒子遮閉板は、ダイバータ室のみの放射損失の集中、高ガス圧(~100mPa)、低燃料供給そして主プラズマ閉込めの維持などに効果を示した。この遮閉効果は、ダイバータバイアスによるSOL中のE$$times$$B粒子フローと電流で電流でさらに増大された。高閉じ込めモード中のガスパスにより、T$$_{ediv}$$=4eV,n$$_{ediv}$$=4$$times$$10$$^{19}$$m$$^{-3}$$までの低温高密度ダイバータになると共に、主プラズマ密度n$$_{e}$$/n$$_{eG}$$=0.7程度まで高閉じ込め状態が維持され、両者の両立を観た。形状効果を調べるためのUEDAコードシミュレーションでは遮閉板を設けた構造においてダイバータ室の中性粒子の高密度化、低温高密度がもたらされることが明らかになった。

論文

ITER物理R&D専門家会合の報告

福田 武司; 若谷 誠宏*; 東井 和夫*; 滝塚 知典; 三浦 幸俊; 小川 雄一*; 高村 秀一*; 大藪 修義*; 細金 延幸; 仙石 盛夫; et al.

プラズマ・核融合学会誌, 74(8), p.885 - 887, 1998/08

ITER物理R&Dの一環として開催された3件の専門家会議、「閉込めと輸送に関する専門家グループと閉込めのデータベースとモデリングに関する専門家グループのワークショップ」(4/20~25)、「ディスラプション・MHD不安定性・プラズマ制御に関する物理R&D専門家グループのワークショップ」(5/11~14)、「ダイバータ物理専門家グループとダイバータ・モデリング及びデータベース専門家グループの合同ワークショップ」(5/25~27)についての会合報告である。

論文

トカマクにおける強磁性体製真空容器の作る磁場の評価

中山 武*; 阿部 充志*; 田所 孝広*; 三浦 幸俊; 鈴木 紀男; 佐藤 正泰; 仙石 盛夫

プラズマ・核融合学会誌, 74(3), p.274 - 283, 1998/03

核融合炉構造材の候補材として、低放射化材であるフェライト鋼が有力視されている。しかし、フェライト鋼は強磁性体であるために、磁場閉じ込め装置であるトカマク装置の真空容器として用いると、大きな誤差磁場を発生することが懸念されている。この研究では、フェライト鋼であるF82Hを日立製作所所有の小型トカマクHT-2装置に組み込み、フェライト鋼の作る磁場を実測するとともに3次元磁場解析コードMAGFiCで評価した。フェライト鋼のポート開口部付近の磁気軸で作る主半径方向磁場は約50Gと評価される。この磁場は、トロイダル磁場リップルを打ち消す方向の磁場である。

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