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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：68.22(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。
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：43.57(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。
二宮 博正; 狐崎 晶雄; 清水 正亜; 栗山 正明; JT-60チーム; 木村 晴行; 川島 寿人; 都筑 和泰; 佐藤 正泰; 伊世井 宣明; et al.
Fusion Science and Technology, 42(1), p.7 - 31, 2002/07
被引用回数：13 パーセンタイル：24.24(Nuclear Science & Technology)先進定常トカマク運転に必要な高い総合性能を維持する科学的基盤を確立するため、JT-60Uは改善閉じ込めモードの運転制御シナリオの最適化を進め、各種のプラズマ性能を向上してきた。この結果、定常トカマク炉に向けた顕著な成果を得た。これらの成果の詳細を報告する。JFT-2Mでは、高性能プラズマの開発と核融合炉で採用が予定されている構造材料開発のための先進的研究と基礎的な研究を進めている。真空容器外側に設置したフェライト鋼により、トロイダル磁場リップルが減少することが示された。真空容器内の20%の領域にフェライト鋼を設置しても、プラズマ性能への影響は見られなかった。TRIAM-1Mの結果についても報告する。
玉井 広史; 菊池 満; 新井 貴; 本田 正男; 宮田 寛*; 西堂 雅博; 木村 豊秋; 永見 正幸; 清水 正亜; 大森 順次*; et al.
Fusion Engineering and Design, 38(4), p.429 - 439, 1998/00
被引用回数：3 パーセンタイル：31.51(Nuclear Science & Technology)JT-60トロイダル磁場コイルの冷却管に観測されたクラックの生成・成長のメカニズムを、有限要素法を用いた全体解析及び部分解析により評価、検討した。その結果、コイル導体の半径方向に働く圧縮力により、冷却管コーナー部には局所的にその降伏力を越える応力の集中が見られた。この応力が繰り返し加わることにより、初期クラックが成長し、冷却管からの水浸み出しに至るものと推定される。また、導体半径方向の圧縮力の大きさは、コイルの半径方向の剛性に依存することが判明した。これは、コイル製作当初に行ったプリロードテストにおいて剛性の高かったコイルに冷却管のクラックが観測された事実と一致する。なお、導体に加わる最大応力は許容応力よりも充分小さく、コイルは今後も問題なく使用できることが判明した。
新井 貴; 小池 常之; 清水 正亜
JAERI-Tech 97-003, 49 Pages, 1997/02
JT-60トロイダル磁場コイルは、プラズマを安定に保持するためにトロイダル方向の強磁場を発生させるコイルであり、単位コイルを18個トーラス状に等間隔に配置している。この内の2個(TFC-9及びTFC-14)より水浸出しが発見されたため、ソープションスニファー法によりリーク位置の同定作業を行った。その結果、リーク位置は判明したもののリーク箇所の詳細については把握できていない。そのため、リークの発生については、多種多様の原因が想定され、真の原因は解明されていない。詳細に解析するためには、リーク位置の状況が観察できるようなファイバースコープ等の開発が必要であった。今回の報告では、リーク位置と冷却管内用ファイバースコープの開発および観察結果について報告する。
正木 圭; 児玉 幸三; 安東 俊郎; 西堂 雅博; 清水 正亜; 林 巧; 奥野 健二
Fusion Engineering and Design, 31, p.181 - 187, 1996/00
被引用回数：22 パーセンタイル：83.56(Nuclear Science & Technology)JT-60では、1991年7月から重水素実験を行っている。この重水素反応に伴って生成されたトリチウムは真空排気系を通して希釈後外部へ排気されるが、一部は真空容器内の第一壁に残留する。そこで、第一壁に残留しているトリチウム量を評価するために、使用後第一壁のトリチウム分析を行った。その結果、トリチウムのポロイダル分布では、ダイバータ板のインボード側のトリチウム濃度が最も高くプラズマの脚が直接当たるストライクポイントが低いことがわかった。また、トロイダル分布では、エロージョン領域を含むサンプルが最もトリチウム濃度が高く、エロージョン領域のすぐ脇の領域に多くのトリチウムが分布していると考えられる。これらの結果からJT-60第一壁全体のトリチウム残留量を評価すると、分析用タイルを取外した1993年までに生成されたトリチウム約32GBqの50%に相当する16GBqのトリチウムが第一壁に残留していたことがわかった。
新井 貴; 本田 正男; 小池 常之; 西堂 雅博; 清水 正亜
Fusion Technology 1996, 0, 4 Pages, 1996/00
JT-60では、外径6mのトロイダル磁場コイル(TFC)を18個配置して強磁場(4テスラ)を作りプラズマ実験を行っている。TFCは、交換することが非常に困難であるため、定期的に冷却管等を、その場で調査する技術を開発する必要があった。小断面(8mm
24mm)で長い配管(約30m)を検査するために2種類の方法を開発した。ひとつは、水浸み出し位置を同定する技術であり、粘性流状態を利用した真空リーク検査を改良したものでソープションスニファー法と呼んでいる。ふたつ目は、直接、水浸み出し箇所を観察することができるファイバースコープを使用する方法である。これらの技術を組合せてTFC冷却管の水浸み出し検査に応用し、適宜、運転に反映している。
新井 貴; 清水 正亜
プラズマ・核融合学会誌, 71(8), p.726 - 731, 1995/08
大型磁場閉じ込め核融合装置の排気系は大排気速度を有するとともに良質な真空を得るために、大気圧から超高真空まで排気するのはもちろん、間欠的なプラズマ放電運転に対応して、プラズマ消滅後次回運転までにバックグラウンドまで排気するものである。本排気系には、また磁場中で使用されるための制約、プラズマ・壁相互作用等を考慮する必要がある。大型磁場閉じ込め核融合装置であるJT-60において有効に活用できている排気(ターボ分子ポンプを主排気とし、かつ液体窒素トラップを有する)と既設備の老朽化対策としての改造計画について述べる。
平塚 一; 三代 康彦; 小池 常之; 清水 正亜; 小室 健一*
JAERI-Tech 94-037, 43 Pages, 1995/01
JT-60Uではプラズマ原料ガスの注入にバイモルフ型圧電素子弁を用いているが、経年変化等により流量に変化が現われ、実験運転に支障をきたしてきた。そこで、特性等に優れた積層圧電アクチュエータを用いててこタイプの圧電素子弁を開発した。開発した積層圧電アクチュエータ型圧電素子弁は、実験運転におけるガス流量範囲が新範囲を有するように動作するものであり、試験の結果、ヘリウムリーク量1.3310
Pam
/s以下、水素ガス0.2MPa背圧において最大流量~30.7Pam/sを有している。重水素ガスにおいても、分子量比に比例した安定な流量を得た。本報告書は、開発した積層圧電アクチュエータ型圧電素子弁の構造、特性及び試験結果等についてまとめたものである。
正木 圭*; 安東 俊郎; 児玉 幸三; 新井 貴; 閨谷 譲; 芳野 隆治; 辻 俊二; 柳生 純一; 神永 敦嗣; 笹島 唯之; et al.
Journal of Nuclear Materials, 220-222, p.390 - 394, 1995/00
被引用回数：16 パーセンタイル：80.43(Materials Science, Multidisciplinary)最近のJT-60U実験では、高パワーNBI、LHRFの使用によりプラズマ壁相互作用が激しくなっている。昨年6月、ダイバータ近傍のCFC製第一壁タイルが破損した。この原因は、ディスラプション時のハロー電流による電磁力と考えられる。このタイルの破断に必要な荷重から推定すると、ハロー電流値は約20kAとなる。また、破損したタイルが放電中にポロイダル方向に高速で運動する現象が観測された。昨年8月には、ボルトの緩みにより、ダイバータタイル1枚が離脱し、7枚に深いエロージョンが確認された。昨年11月、ベータ線後方散乱測定法を用いて、ダイバータタイル表面の金属不純物量を測定した。その結果、一昨年と同じ測定部の表面に金属が多く残っており、エロージョンは主にタイルのエッジに集中していることが解った。また、1年間の運転の後でも炭化ボロン層が残っていることも確認された。
西堂 雅博; 荻原 徳男; 嶋田 道也; 新井 貴; 平塚 一; 小池 常之; 清水 正亜; 二宮 博正; 中村 博雄; 神保 龍太郎*; et al.
Japanese Journal of Applied Physics, 32(7), p.3276 - 3281, 1993/07
被引用回数：58 パーセンタイル：91.00(Physics, Applied)JT-60Uにおいて、プラズマ不純物の低減を図ることを目的に、デカボランを用いたボロンコーティングを2度実施した。ボロンコーティングにより作製されたボロン被膜の膜厚、元素組成及びその分布を走査型電顕、オージェ電子分光法、核反応解析法により測定し、以下の事が明らかになった。(1)デカボラン吹き出し口付近の膜厚は80nmであるのに対して、トロイダル方向に約180°離れた場所での膜厚は約2nmとうすく、不均一な分布となっている。(2)H濃度は約10%である。(3)ボロン含有量は90%以上であり、H以外含まず純度が高い。これら膜の特性と、プラズマ不純物低減効果との関係について考察した。
C-overlaid CFC/graphites安東 俊郎; 山本 正弘; 新井 貴; 神永 敦嗣; 笹島 唯之; 西堂 雅博; 神保 龍太郎*; 児玉 幸三; 清水 正亜; 秋場 真人; et al.
Fusion Technology 1992, p.161 - 165, 1993/00
JT-60Uダイバータ板を高精度で取付け調整し、さらにその場で微小テーパ加工を行うことによって、CFC材タイルの損耗を顕著に軽減することができた。またダイバータトレース部のタイル表面には光沢のあるカーボンの再付着層があり、オフトレース部には黒色の煤けた付着層が認められた。カーボンの再付着層に関するプラズマ表面相互作用研究が重要であることが判明した。CVR(気相化学反応)法、CVD法およびプラズマスプレー法により作製したBC表面改質CFC/黒鉛材の熱負荷特性、エロージョン収率、重水素リテンション特性およびJT-60U実機試験を行い、CVR-BC改質材が最も優れた特性を有すること、またJT-60Uでの使用に十分耐え得ることを確認した。
安東 俊郎; 高津 英幸; 中村 博雄; 山本 正弘; 児玉 幸三; 新井 貴; 神永 敦嗣; 笹島 唯之; 堀池 寛; 清水 正亜; et al.
核融合研究, 65(SPECIAL ISSUE), p.27 - 49, 1991/03
JT-60第一壁の材料挙動および運転経験をまとめた。到達真空圧力は、設計値1.310
Paを満足し、高温壁放電洗浄によりコンディショニング効率を改善した。TiC/Moダイバータは、短パルス加熱(20MW-1s)では良好な不純物制御特性を示したが、ダイバータ板端部の溶融やMoのバーストが観測された。第一壁を黒鉛に取替え後は、長パルス加熱運転が可能となり、最大加熱入力30MW、最長加熱時間6sを達成し、運転領域の大幅な拡大をもたらしたが、TiC/Mo第一壁と同様に、ディスラプション時の入熱による損傷は避けられなかった。その後の下側ダイバータ運転では、それまでの運転経験を反映し、第一壁取付け精度の向上、熱集中軽減、C/C材の使用などによって、黒鉛タイルの破損をほぼ完全に防止することができ、1ショットあたりのプラズマ吸収加熱量が100MJの運転を行うことができた。
平塚 一; 川崎 幸三; 三代 康彦; 吉岡 祐二*; 太田 和也*; 清水 正亜; 近藤 育朗; 小野塚 正紀*; 下村 知義*; 岩本 収市*; et al.
Fusion Engineering and Design, 13, p.417 - 424, 1991/00
被引用回数：4 パーセンタイル：47.57(Nuclear Science & Technology)臨界プラズマ試験装置(JT-60)では、プラズマに燃料を供給するために4発式ニューマチック方式のペレット入射装置を開発した。4ペレット入射装置の仕様は、ペレットキャリアサイズ
3.0mm3.0mm2個、4.0mm4.0mm2個で、ペレット射出速度を1,900m/s以上、加速ガス圧力100barと定めた。性能試験の結果、水素ガスにおいて最大ペレット射出速度約2,300m/sを得た。これは、ニューマチック方式のペレット入射装置で従来得られた記録をしのぐものである。また、粒子補給率約60~65%のペレットを安定に生成する生成条件が確立された。本報告では、装置の設計、ペレット入射装置の運転及び性能試験についてまとめた。
荒川 喜代次; 清宮 宗孝; 清水 正亜
JAERI-M 90-226, 57 Pages, 1990/12
JT-60は1985年4月より運転を開始して以来、約5年が経過した。この間にOH実験、加熱実験を含む約9000ショットの実験放電が実施され、その中で多くの貴重な運転・保守の経験を持った。本報告書ではこれらの経験のうちのトラブルについてその発生現象及び原因、運転への影響等の点から分析したもので、併せてトラブル対策の事例とその効果について示す。これらの分析結果は、JT-60の運転効果及び信頼性の向上を図る上で、貴重なデータとなった。また、現在進めているJT-60大電流化改造後の運転・保守及び次期装置の設計等に有効に生かされるであろう。
衛藤 基邦; 深谷 清; 奥 達雄*; 本田 幸雄*; 磯崎 孝則; 高津 英幸; 安東 俊郎; 山本 正弘; 児玉 幸三; 清水 正亜
Int. Symp. on Carbon New Processing and New Applications; Extended Abstracts,Vol. l, p.206 - 209, 1990/11
JT-60のプラズマ対向機器部材として使用された黒鉛製あるいはC/C複合材料製の、主としてダイバータ板のうち、プラズマによって損傷を受けたものを選び出して評価試験を行なった。評価試験としては、光学及びSEM観察、EPMA、重量減及び寸法変化の測定、微小かたさ試験、曲げ試験等を実施した。主要な結果は次のとおりである。黒鉛タイルの損耗部近傍に光沢化領域と黒色化領域が見出され、前者は板状の、後者は円柱状の、各々付着生成物であった。付着生成物は炭素を主成分とし、微量のSi、Ti、Cr、Mn等を含んでいる。損耗領域では軟化が起こっているが、これは含浸物の蒸発とフィラーの露出のためと考えられる。曲げ試験の結果では、損耗部近傍から採取した試験片では強度の低下が認められた。
山本 正弘; 安東 俊郎; 高津 英幸; 清水 正亜; 新井 貴; 児玉 幸三; 堀池 寛; 照山 量弘*; 木内 昭男*; 後藤 純孝*
JAERI-M 90-119, 77 Pages, 1990/08
本報告は、臨界プラズマ試験装置の大電流化におけるダイバータ板および第一壁の材料選定のために実施した黒鉛系材料の特性試験結果について述べるものである。本試験においては、種々の候補材料に対して同一形状の試験片を製作し、同一試験方法にて物理的特性試験および機械的特性試験を実施した。得られた試験データに基づき、熱伝導特性、耐熱衝撃特性、機械的特性などに重点を置いて比較評価するとともに、ダイバータ板および第一壁としての構造化の難易性、製作可能寸法および材料の入手性についても検討した。また、別途実施した高熱負荷試験および真空特性試験の結果についてもあわせて比較評価した。このような試験結果よりダイバータ板材料としては高熱伝導率C/Cコンポジェット材を、また、第一壁材料としては、従来実績のあるJT-60使用材の他に熱伝導率の比較的高い等方性黒鉛材を選定した。
堀池 寛; 安東 俊郎; 堀江 知義; 九嶋 孝憲*; 小泉 興一; 松川 誠; 閨谷 譲; 二宮 博正; 清水 正亜; 山本 正弘
1989 IEEE 13th Symp. on Fusion Engineering,Vol. 2, p.1049 - 1054, 1990/00
本講演(論文)では、JT-60の大電流化改造計画の概要とその現状について報告する。プラズマ性能がその電流値の増加に伴って向上すると言う最近の実験結果に基づき、JT-60のポロイダル磁場コイルと真空容器を更新することによって大半径3.4m、楕円度1.5、電流値6MAのD型断面プラズマの生成を可能とするトカマクに改造する。本報では改造のねらい、設計の基本方針やプラズマ設計について述べる他、ダイバータ設計、加熱冷却方式について述べ、姉妹報(STress Analysis of JT-60U Tokamak)と共に改造計画の全容を紹介する。また重水素の使用とプラズマ加熱計画についても短く述べる予定である。
平塚 一; 川崎 幸三; 三代 康彦; 吉岡 祐二*; 太田 和也*; 清水 正亜
JAERI-M 89-081, 32 Pages, 1989/06
ペレット入射速度を1.9km/s(目標)にするために、既設ペレット入射装置の改良を行った。改良にあたって新たに生成槽、高速射出弁及び配管の一部を製作した。ペレット射出速度に関しては、高速射出弁の動作時間を短縮(開閉動作速度の向上)し、加速ガス圧力を50kgf/cm
から100kgf/cmに上昇させることでペレット射出速度向上を実現した。新たに製作した生成槽では、ペレットサイズ3.0mm3.0mmLと4.0mm4.0mmLのペレットをそれぞれ2個ずつ生成し、独立に射出することが可能である。性能試験の結果、最大ペレット射出速度約2.3km/sを得た。これは、ガス統方式(ニューマチック方式)のペレット入射装置(ガス圧力の一段加速の場合)で、従来得られた記録をしのぐものである。また、粒子補給率約60~65%のペレットを安定に生成する生成条件が確立された。
