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論文

Prototype tokamak fusion power reactor based on SiC/SiC composite material, focussing on easy maintenance

西尾 敏; 植田 脩三; 栗原 良一; 黒田 敏公*; 三浦 秀徳*; 迫 淳*; 高瀬 和之; 関 泰; 安達 潤一*; 山崎 誠一郎*; et al.

Fusion Engineering and Design, 48(3-4), p.271 - 279, 2000/09

 被引用回数:17 パーセンタイル:72(Nuclear Science & Technology)

将来の商用炉として環境安全性及び保守性に重点をおいたDREAM炉を過去にすでに提案した。そこでは材料開発の著しい進展が前提とされている。実験炉の次の原型炉の建設予定時期においては、材料は開発途上であることが想定され、そのことを前提として原型炉ドリームの概念構築を試みた。以下、検討の結果得られた主なパラメータを商用炉との比較をし、記述する。

論文

Improved tokamak concept focusing on easy maintenance

西尾 敏; 植田 脩三; 青木 功; 栗原 良一; 黒田 敏公*; 三浦 秀徳*; 功刀 資彰; 高瀬 和之; 関 泰; 新谷 吉郎*; et al.

Fusion Engineering and Design, 41, p.357 - 364, 1998/00

 被引用回数:51 パーセンタイル:95.41(Nuclear Science & Technology)

トカマク炉は保守が困難であるとの指摘がなされており、その原因としては、以下の3つが考えられる。(1)プラズマ周辺機器に作用する電磁力。これは電磁力に耐える強固な支持機械と容易な着脱性を同時に満足することが困難なことによる。(2)保守作業中の高い放射線環境条件。このような環境下で実用に耐える材料および機器は極めて限られる。(3)トカマク装置の幾何形状の複雑さ。トカマク装置の主要機器は互いに交鎖しており、かつ機器配置が窮屈である。これを克ふくするために高アスペクトで、SiC/SiC材料を用いたトカマクを提案した。

報告書

Japanese contribution of ITER PF systems design during CDA

安積 正史; 長谷川 満*; 亀有 昭久*; 栗原 研一; 中村 幸治; 西尾 敏; 下村 安夫; 新谷 吉郎*; 杉原 正芳; 山根 実*; et al.

JAERI-M 92-041, 100 Pages, 1992/03

JAERI-M-92-041.pdf:2.59MB

ITER(国際熱核融合実験炉)ポロイダルコイル(PF)システムの概念設計に対する日本の貢献の主な結果をまとめる。まずPF系の最適配置の決定、準DN配位やSN配位の検討および磁力線の精密な追跡がなされた。さらに中心ソレノイドコイルに働く反発力が求められた。次に垂直位置制御の指針が導出され、受動安定化シェルの性能評価が行なわれた。またTULFEX法によるプラズマ位置・形状同定法の適用や水平位置制御法が調べられ、遅い制御法に関するアルゴリズムが開発された。次にセパラトリックス掃引と周辺磁気面エルゴード化の検討がなされた。最後にTSCコードによるプラズマ動的挙動の検討を示した。以上の結果の多くはまだ完結してはいないが、ITERの成立性を示す概念設計としては十分であり、EDA(工学設計活動)でさらに深められる予定である。

論文

Separatrix sweeping by in-vessel coils on a fusion reactor

西尾 敏; 荒木 政則; 新谷 吉郎*; 清水 克祐*; 黒田 敏公*; 杉原 正芳; 下村 安夫

Fusion Engineering and Design, 19, p.203 - 211, 1992/00

 被引用回数:2 パーセンタイル:27.49(Nuclear Science & Technology)

ITERにおけるダイバータ熱負荷の除去対策は極めて重要な課題である。そこで確実性の高い方法としてセパラトリックスの掃引を提案し、その工学的影響を評価することによって成立性を明らかにした。スウィープコイルを真空容器の中に設置することにより従来は10MW/m$$^{2}$$の除熱が限界であったが40MW/m$$^{2}$$まで高めることが可能になった。一方、容器内にコイルを設置することによる分解修理の困難さについてはコイルをセクタ毎にユニット化する方法で解決できることを示した。

報告書

Control of the plasma configuration in ITER

芳野 隆治; 西尾 敏; 新谷 吉郎*; 杉原 正芳

JAERI-M 91-049, 15 Pages, 1991/03

JAERI-M-91-049.pdf:0.52MB

ITERにおけるプラズマ形状制御について評価している。まず、プラズマ形状制御アルゴリズムとして多変数非干渉制御法を提案するとともに、フィードバック・マトリックスゲインを導出する上で重要な、ポロイダル磁場コイル電流と制御変数の関係式を評価した。次に、着火直後の早い時期におけるプラズマ水平位置制御について検討を行い、1MA/sのプラズマ電流立上げを得るには、20kVのポロイダル磁場コイル電源と真空容器内設置をコイルにより、垂直磁場を立ち上げる必要のあることを示した。

論文

A Method for mapping plasma operational space within the engineering constraints of the poloidal field coil system in a tokamak reactor

西尾 敏; 新谷 吉郎*

Fusion Technology, 19, p.86 - 94, 1991/01

トカマク装置においてポロイダル磁場コイルシステムが許容するプラズマ運転領域の作成方法を確立した。ここでプラズマの運転領域はポロイダル磁場コイルから供給される磁束量、ポロイダルベータ値およびプラズマ電流の3つのパラメータによって定義されたものとする。一方コイル系の工学的設計条件としては最大許容磁場、電流密度および応力をとりあげた。本手法の確立により装置のもつcapability検討およびflexibilty検討が迅速になされるようになった。

報告書

Study on poloidal field coil optimization and equilibrium control of ITER

新谷 吉郎*; 杉原 正芳; 西尾 敏

JAERI-M 89-028, 56 Pages, 1989/03

JAERI-M-89-028.pdf:1.41MB

日本、米国、EC及びソ連で共同設計を行っている国際熱核融合実験炉(ITER)のポロイダル系(PF)の最適化、平衡制御等を検討した。PF系の全蓄積エネルギーを余り大きくしないで磁束振幅を最大化できるプラズマ形状、充分な形状制御を可能とする最小独立コイル数、ポロイダル系のエネルギー変化の少いセパラトリックススィング方法及びプラズマ加熱時の形状制御方法等を求めた。

報告書

Japanese contributions to IAEA INTOR Workshop, Phase two A,Part 3; Chapter VII; Configuration and maintenance

飯田 浩正; 小林 武司*; 山田 政男*; 安達 潤一*; 荒木 隆夫*; 芦部 楠夫*; 浜島 高太郎*; 畑山 明聖*; 本多 力*; 喜多村 和憲*; et al.

JAERI-M 88-011, 261 Pages, 1988/02

JAERI-M-88-011.pdf:6.44MB

この報告書は、IAEA主催のINTORワークショップ、フェーズIIA、パート3における日本報告書の第7章に相当するものである。

報告書

Japanese contributions to IAEA INTOR Workshop,Phase two A,Part 3; Chapter VI: Electromagnetics

笠井 雅夫*; 池田 文構*; 斎藤 龍太*; 安藤 俊就; 藤沢 登; 長谷川 満*; 橋爪 隆*; 井田 俊雄*; 飯田 文雄*; 飯田 浩正; et al.

JAERI-M 88-010, 206 Pages, 1988/02

JAERI-M-88-010.pdf:3.83MB

本報告書はIAEA主催のINTORワークショップ,フェーズIIA,パート3における日本の報告書の第VI章に相当するものであり、クリティカルイッシュとイノベーションの節から成っている。

報告書

トロイダルプラズマのMHD平衡計算コードEQUCIR version 3

新谷 吉郎*; 西尾 敏

JAERI-M 87-133, 16 Pages, 1987/09

JAERI-M-87-133.pdf:0.48MB

自由境界を持つトロイダルプラズマのMHD平衡計算コード「EQUCIR version 1,2」に改良を加え以下の計算機能を追加した。

報告書

Development of tokamak reactor conceptual design code TRESCODE Conceptual design study of FY86 FER

溝口 忠憲*; 杉原 正芳; 新谷 吉郎*; 小林 武司*; 三木 信晴*; 中島 国彦*; 斉藤 龍生*; 山田 政男*; 藤沢 登; 山本 新; et al.

JAERI-M 87-120, 49 Pages, 1987/08

JAERI-M-87-120.pdf:0.94MB

FERの設計研究に基づいてトカマク炉概念設計コード(TRESCODE)が開発された。

報告書

Two-dimensional analysis for a scrapeoff and divertor regions with an MHD model; Conceptual design study of FY86 FER

上田 憲照*; 笠井 雅夫*; 一木 繁久*; 藤沢 登; 杉原 正芳; 山本 新; 溝口 忠憲*; 阿部 充志*; 岡崎 隆司*; 岡野 邦彦*; et al.

JAERI-M 87-119, 19 Pages, 1987/08

JAERI-M-87-119.pdf:0.5MB

エッジプラズマの挙動を2次元流体モデルで表現し、さらに中性粒子挙動についてはMonte-carlo法で解くコードを用い、FERのダイバータの予備解析を実施した結果、エネルギや粒子フラックス等の設計に不可欠の基本データを得た。

報告書

核融合次期装置設計(昭和61年度設計報告書); プラズマ断面形状制御の基礎検討

阿部 充志*; 竹内 一浩*; 上田 憲照*; 岡野 邦彦*; 岡崎 隆司*; 笠井 雅夫*; 新谷 吉郎*; 杉原 正芳; 畑山 明聖*; 一木 繁久*; et al.

JAERI-M 87-116, 13 Pages, 1987/08

JAERI-M-87-116.pdf:0.49MB

FERにおけるプラズマ断面形状制御法を検討するため、プラズマ形状制御と閉込め特性に関する従来実験の調査、トカマク装置の制御状態方程式の定式化、及び外乱に対する静的変形の大きさの推定を行った。

報告書

Effect of discrete RF spectrum on fast wave current drive; Conceptual design study of FY86 FER

岡崎 隆司*; 吉岡 健*; 杉原 正芳; 山本 新; 溝口 忠憲*; 一木 繁久*; 阿部 充志*; 上田 憲照*; 岡野 邦彦*; 笠井 雅夫*; et al.

JAERI-M 87-110, 11 Pages, 1987/08

JAERI-M-87-110.pdf:0.38MB

イオンサイクロトロン周波数領域で固有に現われるアンテナからの離散的放射スペクトルの速波電流駆動への影響を検討した。

報告書

核融合次期装置設計(昭和61年度設計報告書); 非誘導電流駆動による電流立上げ/再充電シナリオと高密度・低温度ダイバータプラズマの両立性

一木 繁久*; 杉原 正芳; 山本 新; 阿部 充志*; 上田 憲照*; 岡崎 隆司*; 岡野 邦彦*; 笠井 雅夫*; 新谷 吉郎*; 畑山 明聖*; et al.

JAERI-M 87-109, 33 Pages, 1987/08

JAERI-M-87-109.pdf:0.81MB

電流立上げ/再充電期における非誘導電流駆動と低温高密度ダイバータプラズマの整合性について調べた。

報告書

核融合次期装置設計(昭和61年度設計報告書); 核融合実験炉の物理設計および炉型選定

杉原 正芳; 溝口 忠憲*; 畑山 明聖*; 新谷 吉郎*; 山本 新; 阿部 充志*; 上田 憲照*; 岡野 邦彦*; 岡崎 隆司*; 笠井 雅夫*; et al.

JAERI-M 87-108, 49 Pages, 1987/08

JAERI-M-87-108.pdf:1.42MB

86年度核融合実験炉の概念設計のための物理設計と炉型選定について述べる。

報告書

Main physics features driving design concept and physics design constraints; Conceptual design study of FY86 FER

藤沢 登; 杉原 正芳; 山本 新; 溝口 忠憲*; 一木 繁久*; 阿部 充志*; 上田 憲昭*; 岡崎 隆司*; 岡野 邦彦*; 笠井 雅夫*; et al.

JAERI-M 87-093, 64 Pages, 1987/07

JAERI-M-87-093.pdf:1.45MB

主要物理設計の考え方を示す。

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