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星野 克道; 山本 巧; 玉井 広史; 大麻 和美; 川島 寿人; 三浦 幸俊; 小川 俊英; 荘司 昭朗*; 柴田 孝俊; 菊池 一夫; et al.
Fusion Science and Technology, 49(2), p.139 - 167, 2006/02
被引用回数：2 パーセンタイル：17.66(Nuclear Science & Technology)JFT-2Mで開発されたさまざまな加熱電流駆動装置や外部コイルやダイバーターバイアス装置により得られた成果を先進能動的トカマクプラズマ制御の観点からレビューする。各装置の設計などについても特徴を述べる。この分野でのJFT-2Mの貢献についてまとめる。
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：17.66(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
=4
10
m
, 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。
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
被引用回数：4 パーセンタイル：13.73(Nuclear Science & Technology)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。
中倉 健介*; 薬研地 彰*; 荘司 昭朗*; 荒木 政則; 閨谷 譲; 田中 栄一*; 島 裕昭*
JAERI-Tech 2005-058, 61 Pages, 2005/09
JAERI-Tech-2005-058.pdf:4.49MB
国際熱核融合実験炉(ITER: International Thermonuclear Experimental Reactor)の設計は、工学設計活動(EDA: Engineering Design Activities)のもとに約9年間進められ、2001年7月に最終設計報告書として取りまとめられた。その後、調整技術活動(CTA)を経て、現在建設に向けての移行措置活動(ITA)の位置づけのもとに設計検討が進められている。日本原子力研究所では、トカマク複合建家について、我が国の原子力発電所耐震設計技術指針等に基づき、複数の代表的な解析手法による静的及び動的な予備的構造検討を実施した。トカマク複合建家は、原子炉建家と比べて外観上の大きな相違はないが、内部構造上は、トカマク本体近傍の放射線遮蔽壁に多数の大開口(ポート)が設けられるなど原子炉建家の特性と異なる部分が含まれており、工学設計に引き続き行われるサイト依存設計に向けた詳細検討を行うにあたり、これらの解析モデルの特性を把握する必要がある。本報告では、トカマク複合建家の詳細モデルと離散化モデルによる静的及び動的特性を比較・検討し、離散化モデルにおける放射線遮蔽壁及びその周辺床の剛性設定方法の妥当性を明らかにした。
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。
仙田 郁夫*; 藤枝 浩文; 閨谷 譲; 多田 栄介; 荘司 昭朗
JAERI-Data/Code 2003-008, 37 Pages, 2003/06
JAERI-Data-Code-2003-008.pdf:1.58MB
トカマク装置の安全評価にかかわるプラズマ過渡解析を行うことを目的に開発されたSAFALYコードの改訂を行った。改訂では、プラズマのモデル化及び計算アルゴリズムを修正したほか、新たにプラズマ電流の時間変化機能の追加、プラズマ制御系モデル化の強化など、新規の機能追加を行った。また、プラズマ対向機器のモデル化が容易にできるよう修正した。そのほか、プラズマ対向面間の輻射による熱相互作用にかかわる形状行列など、解析に必要なデータを揃えるためのコード体系の整備を行った。報告書は2部で構成される。本書第一部ではプラズマ及び真空容器内機器のモデル化,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する。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予定である。
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。
仙田 郁夫; 荘司 昭朗; 常松 俊秀
Nuclear Fusion, 42(5), p.568 - 580, 2002/05
被引用回数：4 パーセンタイル：14.69(Physics, Fluids & Plasmas)トカマク型核融合装置の設計においては、プラズマ位置・形状制御の解析評価が、真空容器などの構造物や制御用パルス電源の設計に大きな影響を与える。特にITERのような燃焼プラズマ実験を行う装置では、プラズマ対向機器の保護やプラズマ性能の向上のために、プラズマ位置形状の制御系が重要な役割をはたす。このような制御系の設計のためには、プラズマの振まいを正しく記述する解析コードが必要である。本論文では、線型化されたグラドーシャフラノフ方程式の解法を導き、この解を用いて、プラズマ平衡配位の線型的時間発展を記述する方程式を求めた。さらに、プラズマ安定化を示す重要な指数である、不安定性の線型成長率を、本論文の手法及びこれまで用いられて来た剛体プラズマモデルで求め、本論文の手法で得られる成長率の方が大きいことを示した。ITERでは、この差が有意な違いを制御系設計に与える。
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
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。
下村 安夫; 常松 俊秀; 山本 新; 丸山 創; 溝口 忠憲*; 高橋 良和; 吉田 清; 喜多村 和憲*; 伊尾木 公裕*; 井上 多加志; et al.
プラズマ・核融合学会誌, 78(Suppl.), 224 Pages, 2002/01
日本,米国,欧州,ロシアの4極の協定に基づき、1992年7月に開始されたITER工学設計活動(ITER-EDA)は、ITER建設の判断に必要な技術的準備を整え、2001年7月に9年間の活動を完了した。本件は、ITER工学設計活動において完成された最終設計報告書の物理及び工学設計の成果を簡潔にまとめたものである。
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
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)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。
仙田 郁夫; 荘司 昭朗; 荒木 政則; ITER国内設計チーム; ITER Joint Central Team
International Journal of Applied Electromagnetics and Mechanics, 13(1-4), p.349 - 357, 2001/00
ITER(国際熱核融合実験炉)の工学設計活動において検討された、ITERの磁場配位制御系のシステム設計について報告する。システムとして最適化を行うためには、個々の部分でのモデル化及び検討では不十分であり、さまざまな部分からなるシステム全体を考慮した解析を行う必要がある。ITER工学設計においては、炉心プラズマ,真空容器などの機器に誘起される渦電流、及びコイルから構成されるプラントモデルに、計測・データ処理,制御器,アクチュエーターのモデルを加えた総合的な解析モデルを作成し、システムの特性を検討し、最適化を進めている。講演では、電磁応用機器としての特性を、解析結果を示して、紹介する。
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。
仙田 郁夫*; 荘司 昭朗; 常松 俊秀; 西野 徹*; 藤枝 浩文*
Fusion Engineering and Design, 42, p.395 - 399, 1998/00
被引用回数：3 パーセンタイル：32.27(Nuclear Science & Technology)国際核融合実験炉(ITER)の炉内構造物に誘起される渦電流の評価を行い、プラズマ制御への影響を検討した。特に、初期励磁からプラズマ電流初期立ち上げまでのポロイダル磁場コイル制御の最適化を渦電流を考慮して行った。ITERの炉内構造物は複雑な構造を有しており、そこに誘起される渦電流の複雑な経路を模擬するために、有限要素法を用いた詳細な炉内機器のモデル化を行った。プラズマ放電開始においては、ポロイダル磁場コイルにより、大きな誘導電場をトカマクにかけ、絶縁破壊を起こしプラズマ電流を発生させる。その後、プラズマ電流成長に適した磁場配位を作ることにより、プラズマ電流を増加させる。ITERでは、このプラズマ放電初期に大きな渦電流が誘起されることが予測される。本発表では、誘起される渦電流を考慮して、コイル制御を最適化することにより有効なプラズマ立ち上げを得ることを報告する。
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。
三浦 幸俊; 旭 芳宏*; 花田 和明*; 星野 克道; 居田 克巳*; 石毛 洋一*; 河西 敏; 河上 知秀; 川島 寿人; Maeda, M.*; et al.
Fusion Energy 1996, p.167 - 175, 1997/05
ダイバータバイアスのL/H遷移パワーに与える効果についてまとめたものである。JFT-2Mの上シングルヌルプラズマ配位において、下シングル閉ダイバータ用の外側バッフル板に正のバイアス電圧を印加するとスクレイプオフ層(SOL)に負の径電場が形成され、またバッフル板からダイバータ板へSOL電流が流れる。これらの効果により、ダイバータ部に中性粒子が圧縮されるダイバータ効果が助長される。この中性粒子のダイバータ部への圧縮がL/H遷移パワー減少に対して効果的であることを明らかにした。また、強力なガスパフも過渡的に中性粒子をダイバータ部に圧縮し同様な効果があることを示した。これらの結果は、イオン損失によるL/H遷移理論を支持している。
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200
secである。
仙田 郁夫*; 荘司 昭朗; 常松 俊秀; 西野 徹*; 藤枝 浩文*
Nuclear Fusion, 37(8), p.1129 - 1145, 1997/00
被引用回数：9 パーセンタイル：34.08(Physics, Fluids & Plasmas)トカマク炉内構造物に誘起される渦電流とそのプラズマ制御への影響を検討した。トカマク炉の例として、国際熱核融合実験炉(ITER)の設計を用い、そのブランケットのモジュール構造を詳細にモデル化し解析を行った。また、トロイダル対称性を持つ2次元的な炉内構造物のモデルで3次元的な詳細モデルと同様な効果を得るための方法を提案した。炉内構造物の渦電流と深く係わるプラズマ制御の問題として、炉内構造物プラズマ安定化効果、プラズマ位置形状の時間発展、磁気計測器の信号、プラズマ点火時の誤差磁場について検討を行った。その結果、プラズマの位置・形状の時間発展などについては、本論文で提案する方法で得た2次元的なモデルで3次元的モデルと良く一致する結果を得た。計測器信号や誤差磁場については、3次元的な渦電流経路の効果が重要であることがわかった。
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。
仙田 郁夫*; 荘司 昭朗; 西野 徹*; 藤枝 浩文*; 常松 俊秀
JAERI-Tech 96-016, 23 Pages, 1996/03
プラズマ点火時において、点火領域に発生する誤差磁場を低減するようにポロイダル磁場コイルの制御電圧波形を最適化し、その時の磁場配位の時間発展をシミュレーションする計算コード、Break Down Optimization and Simulation (BDOS)-codeを開発した。国際熱核融合実験炉の工学中間設計・標準シナリオを例にとり、プラズマ点火時の誤差磁場低減の解析を行った。コイル電圧波形の最適化を行うことにより、トロイダル一周電圧が点火領域で17Vの時、誤差磁場が2mT以下の領域を半径1mの円形領域にわたって作ることが可能であることを示した。また、プラズマ一周電圧を低くすることで、低誤差磁場の領域を大きく取ることができ、一周電圧を10V程度にすることで、初期励磁の時と同程度の低誤差磁場領域を得ることがわかった。
