Studies of improved confinement in JFT-2M

三浦 幸俊; 森 雅博; 荘司 昭朗; 松本 宏; 神谷 健作; 居田 克巳*; 河西 敏*

Fusion Science and Technology, 49(2), p.96 - 121, 2006/02

https://doi.org/10.13182/FST06-A1090

JFT-2Mで実現されたトカマクプラズマの改善閉じ込めモードは2つに分類される。一つは、プラズマ境界の閉じ込めが改善されるHモードであり、もう一つはプラズマコアの密度、回転速度の分布が急勾配になり上昇して改善されるモードである。また、その二つの閉じ込め改善が同時に達成される改善モードも見つけており、それらのプラズマ性能に関してレビューした。また、磁場形状の特異点が存在しないリミタ配位でのHモードを発見し、改善閉じ込めの物理理解に大きく貢献したこと、エルゴディック磁場の印加によるELMのコントロール、スクレイプオフに電場を形成することによる効果の解明、ボロン化による高リサイクリングHモードの発見とその発生領域の解明など、改善閉じ込めの制御手法でも大きな貢献をしてきた。これらの成果に関してもレビューした。

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

https://doi.org/10.13182/FST06-A1093

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=410m, T=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。

プラズマ過渡事象解析コードSAFALYの改訂,2

仙田 郁夫*; 藤枝 浩文; 閨谷 譲; 多田 栄介; 荘司 昭朗

JAERI-Data/Code 2003-012, 73 Pages, 2003/07

JAERI-Data-Code-2003-012.pdf:3.45MB

トカマク核融合プラズマのシステム応答解析を目的に開発されたSAFALYコードの改訂を行い、コードの解析パラメータについて感度解析を実施した。報告書は2部で構成される。第一部ではプラズマ及びプラズマ対向機器のモデル化,解析パラメータの詳細、及び2001年ITER-FDRの標準的プラズマを用いた解析結果について報告した。本書第二部では、プラズマの初期状態や解析パラメータについての詳細な感度解析の結果を報告する。これらの感度解析の結果は、SAFALYコードを用いた解析結果の妥当性や保守性を検討する際の重要な情報となる。感度解析は、プラズマ初期状態に対する感度解析と解析パラメータに対する感度解析に分けて実施した。プラズマに加わる擾乱として、燃料過剰注入,プラズマ閉じ込め性能改善、及び過剰外部加熱を検討した。はじめに、各擾乱について、プラズマ初期状態に対する感度解析を実施し、擾乱とその擾乱に対して最も大きな出力変動を与える初期状態を求める。次に、SAFALYコードの解析パラメータに関する感度解析として、最大出力変動を与える初期状態を用いて、解析パラメータの変化が結果に与える影響を評価した。

Alternatives of ITER vacuum vessel support system

大森 順次*; 喜多村 和憲*; 荒木 政則; 大野 勇*; 荘司 昭朗

JAERI-Tech 2002-053, 86 Pages, 2002/07

JAERI-Tech-2002-053.pdf:3.81MB

国際核融合実験炉(ITER)の真空容器支持構造として、現設計の板バネ構造の発生応力を下げるためと、座屈裕度を持たせるため、2種類の代替支持構造を検討した。代替構造の一つは、真空容器上部に吊り下げ支持構造を設け、アウトボード側に振れ止めの支持構造を設ける。もう一種類は、従来の圧縮型の支持構造で、トロイダルコイルのコイル間構造物から支持する方式と、クライオスタットリングから支持する方式の2方式がある。いずれも多層板バネ構造で、圧縮型ではダイバータポートの一つおきにトーラス方向9ヶ所に支持構造を設ける。構造の成立性を確認するため、全ての荷重の組み合わせについて強度評価を行った結果では、いずれの支持脚も十分な構造強度を有している。

ITER工学設計活動報告

森 雅博; 荘司 昭朗; 荒木 政則; 斎藤 啓自*; 仙田 郁夫; 大森 順次*; 佐藤 真一*; 井上 多加志; 大野 勇*; 片岡 敬博*; et al.

日本原子力学会誌, 44(1), p.16 - 89, 2002/01

http://ci.nii.ac.jp/naid/10007669933

ITER(国際熱核融合実験炉)計画は、日本・米国・欧州・ロシアの政府間協定の下に核融合エネルギーの科学的・工学的実証を目指す実験炉を国際共同で実現しようというプロジェクトである。1992年7月以来9年間に亘り建設のために必要なすべての技術的データの作成を目的とする工学設計活動(EDA)を進めてきたが、2001年7月に当初の目標を達成して完了した。次の段階に進むこの時期に、EDAの概要と主要な成果をまとめておくことは、我が国の研究者が広くEDAの成果を評価し活用するうえでも、また、今後期待されるITERの建設・運転に向けた活動に多くの研究者が参画するための共通の基盤を築くうえでも必要と考えられる。本報告ではこのような趣旨に基づき、ITER工学設計活動の概要,工学設計及び工学RandDの成果,安全性に関する検討について、外部の研究者が全体像を掴むことを意図して記述されている。

Conceptual tokamak design at high neutron fluence

荒木 政則; 佐藤 真一*; 仙田 郁夫; 大森 順次*; 荘司 昭朗

Fusion Engineering and Design, 58-59, p.887 - 892, 2001/11

https://doi.org/10.1016/S0920-3796(01)00499-9

現在、国際協力で進めているITER工学設計において、より魅力的な工学試験が見込めるトカマク機器の構造概念を提案する。本提案は、ITERの実験を二期に分けて考えた時、後半の10年間でおもに工学機器の試験が予定されている。小型化したITERにおいても、主要な機器を変更することなく、工学試験で要求される中性子束やフルーエンスを現状の2倍程度(従来の大型ITERとほぼ同等)にでき、プラズマ運転と整合する炉概念を提示する。

Simulation studies of plasma initiation and disruption in JT-60U

仙田 郁夫*; 荘司 昭朗; 常松 俊秀; 松川 誠; 牛草 健吉

Nucl. Eng. Des., 45(1), p.15 - 29, 1999/00

トカマク実験装置JT-60Uにおける、プラズマ立ち上げ及びディスラプションの実験結果を、TSPS(Toroidally Symmetric Plasma Simulation)コードとEDDYCALコードを用いて数値シミュレーション解析を行った。その結果、実験結果とよく一致するプラズマの時間発展を数値解析により得られることを示した。真空容器に誘起される渦電流のトロイダル成分の実験と数値解析の比較では、最大30%程度のちがいが生じた。プラズマ立ち上げの解析を検討した結果、プラズマの位置安定性がプラズマ成長の位置を決める主たる要因であることを示した。ディスラプションの解析においては、逃走電子が発生した時でも、逃走電子の情報があれば、プラズマの時間発展の数値解析が可能であることを示した。また、逃走電子の発生機構について検討を行った。

3-D electromagnetic transient characteristics of in-vessel components in tokamak reactor

高瀬 治彦; 仙田 郁夫; 荒木 政則; 荘司 昭朗; 常松 俊秀

IAEA-CN-69/FTP/28, 4 Pages, 1998/00

プラズマ・ディスラプション時の電磁力評価は、トカマク型核融合炉を設計するうえで重要な課題の1つである。特に垂直移動現象(VDE)に伴う渦電流の発生とハロー電流の炉内機器への流入は電磁力の最も危険な源であるので、将来の核融合炉の設計においてはこれら現象について充分解析しておく必要がある。本解析では炉内機器を3次元形状で精密に取扱い、さらに従来充分なモデル化がなされていなかったハロー領域を、炉内機器と同様なモデル化を行ってハロー電流のヘリカル状電流経路を表現している。これらのモデル化の後、3次元有限要素法による数値解析を行ったところ、電磁力評価において炉内機器の3次元形状やハロー電流のヘリカル状電流経路の効果が重要であることがわかった。

Investigation of causality in the H-L transition on the JFT-2M tokamak

花田 和明*; 篠原 孝司*; 長谷川 真*; 白岩 俊一*; 遠山 濶志*; 山岸 健一*; 大舘 暁*; 及川 聡洋; 戸塚 裕彦*; 石山 英二*; et al.

Fusion Energy 1996, p.885 - 890, 1997/05

H-L遷移時にプラズマ周辺で起こっている現象を静電プローブにより測定し、その因果関係について調べた結果をまとめたものである。ピンを12本つけた静電プローブにより、スクレイプオフ層から主プラズマまでの領域を測定した。最前面にある3本ピンをトリプルプローブとして使用し、電子温度(T)と密度(n)を決定し、他のピンでは浮遊電位を測定した。浮遊電位と電子温度から求めた空間電子により径電場(E)を決定し揺動との関係を調べた。結果は、初めにセパラトリックス内に形成された負の径電場が減少し、次に揺動レベルの増大が起こり、電子温度が減少し、その後He光の増大が起こっていることを明らかにした。ここで、H-モード中に形成されている負の径電場は、-22kV/mであり、電子温度減少の直前で-8kV/mであった。またこの変化に要した時間は約200secである。

Fast ion confinement in JT-60U and implications for ITER

飛田 健次; 濱松 清隆; 原野 英樹*; 西谷 健夫; 草間 義紀; 木村 晴行; 滝塚 知典; 藤枝 浩文*; 荘司 昭朗; 仙田 郁夫*; et al.

Proc. of 5th IAEA Technical Committee Meeting on Alpha Particles in Fusion Research, p.45 - 48, 1997/00

JT-60Uの実験結果と計算機シミュレーションの結果に基づいて、ITERの負磁気シア運転における高エネルギー粒子(粒子及び中性粒子入射イオン)の閉じ込めと損失を評価した。JT-60Uにおけるトリトン閉じ込め実験及び荷電交換中性粒子測定の結果は、負磁気シア・プラズマでは高速イオンの粒子損失が通常磁気シアに比べ非常に多いことを示す。このような粒子損失はITERにおいて深刻な問題となりうる。実際、軌道追跡モンテカルロ・コードを用いてITERの負磁気シア運転における粒子損失を評価したところ、損失パワーは25%、第一壁への熱負荷は0.8MW/mに達し、第一壁設計限界(1MW/m)に近いことがわかった。ITERの中性粒子入射加熱については、第一壁熱負荷は十分に低いが、パワー損失が20%に達するためリップル損失の低減が必要である。