検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 56 件中 1件目~20件目を表示

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

論文

Effect of electron correlations on spin excitation bandwidth in Ba$$_{0.75}$$K$$_{0.25}$$Fe$$_{2}$$As$$_{2}$$ as seen via time-of-flight inelastic neutron scattering

村井 直樹; 鈴木 雄大*; 出田 真一郎*; 中島 正道*; 田中 清尚*; 池田 浩章*; 梶本 亮一

Physical Review B, 97(24), p.241112_1 - 241112_6, 2018/06

 被引用回数:3 パーセンタイル:25.37(Materials Science, Multidisciplinary)

非弾性中性子散乱による鉄系超伝導体Ba$$_{0.75}$$K$$_{0.25}$$Fe$$_{2}$$As$$_{2}$$の磁気励起測定を行い、約200meV程度のバンド幅を持つスピン波的分散を観測した。測定されたスペクトルは、同一試料に対する角度分解光電子分光測定により得られた電子バンドの繰り込み因子を考慮し、密度汎関数理論により構築された5軌道ハバード模型に乱雑位相近似を適応する事で再現される。これらの結果は電子バンドの繰り込みという形でしばしば現れる所謂、電子相関効果の観測が非弾性中性子散乱によっても可能であることを示すものである。

論文

Materials and Life Science Experimental Facility (MLF) at the Japan Proton Accelerator Research Complex, 2; Neutron scattering instruments

中島 健次; 川北 至信; 伊藤 晋一*; 阿部 淳*; 相澤 一也; 青木 裕之; 遠藤 仁*; 藤田 全基*; 舟越 賢一*; Gong, W.*; et al.

Quantum Beam Science (Internet), 1(3), p.9_1 - 9_59, 2017/12

J-PARC物質・生命科学実験施設の中性子実験装置についてのレビューである。物質・生命科学実験施設には23の中性子ビームポートがあり21台の装置が設置されている。それらは、J-PARCの高性能な中性子源と最新の技術を組み合わせた世界屈指の実験装置群である。このレビューでは、装置性能や典型的な成果等について概観する。

論文

Advance in integrated modelling towards prediction and control of JT-60SA plasmas

林 伸彦; 本多 充; 白石 淳也; 宮田 良明; 若月 琢馬; 星野 一生; 藤間 光徳; 鈴木 隆博; 浦野 創; 清水 勝宏; et al.

Europhysics Conference Abstracts (Internet), 39E, p.P5.145_1 - P5.145_4, 2015/06

Towards prediction and control of JT-60SA plasmas, we are developing codes/models which can describe physics/engineering factors, and integrating them to one code TOPICS. Physics modelling: Coupling with MINERVA/RWMaC code showed that MHD equilibrium variation by centrifugal force largely affects RWM stability and the toroidal rotation shear stabilizes RWM. Coupling with OFMC code for NB torques, 3D MHD equilibrium code VMEC and drift-kinetic code FORTEC-3D for NTV torque, and toroidal momentum boundary model, predicted the core rotation of $$sim$$2% of Alfv$'e$n speed for a ITER hydrogen L-mode plasma. Coupling with core impurity transport code IMPACT showed the accumulation of Ar seeded to reduce the divertor heat load is so mild that plasma performance can be recovered by additional heating in JT-60SA steady-state (SS) scenario. Simulations coupled with MARG2D code showed that plasma current can be ramped-up to reach $$beta_N ge$$3 with MHD modes stabilized by ideal wall and with no additional flux consumption of central solenoid in JT-60SA. Engineering modelling: Coupling with integrated real-time controller showed that simultaneous control of $$beta_N$$ and $$V_{loop}$$ is possible at $$beta_N ge$$4 in JT-60SA SS scenarios. MHD equilibrium control simulator MECS demonstrated equilibrium control during heating phase and collapse induced events within power supply capability of PF coils in JT-60SA.

論文

Switching of intra-orbital spin excitations in electron-doped iron pnictide superconductors

飯村 壮史*; 松石 聡*; 宮川 仁*; 谷口 尚*; 鈴木 雄大*; 臼井 秀知*; 黒木 和彦*; 梶本 亮一; 中村 充孝; 稲村 泰弘; et al.

Physical Review B, 88(6), p.060501_1 - 060501_5, 2013/08

 被引用回数:18 パーセンタイル:25.75(Materials Science, Multidisciplinary)

We investigate the doping dependence of the magnetic excitations in two-superconducting-dome-system LaFeAsO$$_{1-x}$$D$$_{x}$$. Using inelastic neutron scattering, spin fluctuations at different wavenumbers were observed under both superconducting domes around $$x = 0.1$$ and 0.4, but vanished at $$x = 0.2$$ corresponding to the $$T_c$$ valley. Theoretical calculations indicate that the characteristic doping dependence of spin fluctuations is rationally explained as a consequence of the switching of the two intra-orbital nestings within Fe-3$$d_{YZ, ZX}$$ and 3$$d_{X^2-Y^2}$$ by electron doping. The present results imply that the multi-orbital nature plays an important role in the doping and/or material dependence of the $$T_{c}$$ of the iron pnictide superconductors.

論文

放射性廃棄物の地層処分における国内の地下水コロイド研究の現状と今後の展開

長尾 誠也*; 新堀 雄一*; 田中 忠夫; 佐々木 隆之*; 斉藤 拓巳*; 桐島 陽*; 吉川 英樹; 飯島 和毅; 濱 克宏; 岩月 輝希; et al.

原子力バックエンド研究(CD-ROM), 20(1), p.3 - 14, 2013/06

本研究は、放射性廃棄物の地層処分における国内の地下水コロイドの影響評価研究の現状について各研究機関での研究を紹介し、実質的なネットワーク化と性能評価におけるコロイド影響の取り扱い方等について、今後の研究の方向性に関する提案を取りまとめた。具体的には、地下水コロイドの特性、地下環境における真性コロイドや擬似コロイドの移行挙動、国内における地下水コロイド研究の取り組み、コロイド評価の体系化、フィールド調査と実験室研究の連携、研究ネットワーク構築の必要性などについて解説するとともに、コロイド研究を展開するにあたって専門家が共有化しておくべき方向性を示した。

論文

Optimization of JT-60SA plasma operational scenario with capabilities of installed actuators

井手 俊介; 相羽 信行; Bolzonella, T.*; Challis, C. D.*; 藤田 隆明; Giruzzi, G.*; Joffrin, E.*; 濱松 清隆; 林 伸彦; 本多 充; et al.

Proceedings of 24th IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2012) (CD-ROM), 8 Pages, 2013/03

Assessment of capabilities in controlling key plasma parameters to access and sustain a high normalized pressure plasma in JT-60SA has been carried out using predictive simulations with emphasis on controllability with actuators, including not only heating and current drive but also fueling and pumping system. It is confirmed that the safety factor profile, which is believed to play an important role for confinement improvement, can be prepared appropriately at the plasma current ramp-up phase in a wide extent within capability of the installed ECRF system. At the flat-top of a high pressure and high bootstrap current plasma, it is also confirmed that the installed NB system can modify the safety factor profile and the confinement property within the planned capabilities. It is confirmed that impurity seeding in the SOL and the divertor region can maintain the heat flux within the divertor heat tolerance keeping the separatrix density level acceptable.

論文

Theoretical analysis for inelastic neutron scattering on BaFe$$_{2}$$(As$$_{1-x}$$,P$$_{x}$$)$$_{2}$$ using realistic three-dimensional 10-orbital tight-binding model

永井 佑紀; 中村 博樹; 鈴木 雄大*; 臼井 秀知*; 黒木 和彦*; 町田 昌彦

Journal of the Physical Society of Japan, 80(Suppl.B), p.SB021_1 - SB021_4, 2011/12

 パーセンタイル:100(Physics, Multidisciplinary)

近年発見された鉄系高温超伝導体は、産業への応用も期待され世界中で盛んに研究されている。機構においても、量子ビーム部門のJ-PARCによる中性子散乱実験が行われており、その結果の解析が必要とされている。本発表では、J-PARCで行われているBaFe$$_{2}$$(As$$_{1-x}$$,P$$_{x}$$)$$_{2}$$の中性子散乱実験の結果を解析するために、第一原理計算結果に基づくモデルと多軌道乱雑位相近似を組合せた手法を用いシミュレーションを行うことで、この物質の超伝導発現機構について新たな知見が得られたことを報告する。なお、課題解決にあたり、機構のスーパーコンピュータBX900を対象とした大規模並列計算コードを開発し、従来実現できなかった三次元10軌道模型によるシミュレーションを実施した。その結果、Pを含む鉄系超伝導体BaFe$$_{2}$$(As$$_{1-x}$$,P$$_{x}$$)は含まない他の超伝導体と超伝導発現機構が異なる可能性があることがわかった。以上の知見は、鉄系超伝導体の転移温度を上昇させる方針方法に指針を与えるものであると考えられる。また、開発した計算コードは、当室における原子力材料のマルチスケールシミュレーション開発に資する成果であり、当該成果の反映が期待できる。

論文

$$s_{pm}$$-like spin resonance in the iron-based nodal superconductor BaFe$$_2$$(As$$_{0.65}$$P$$_{0.35}$$)$$_2$$ observed using inelastic neutron scattering

石角 元志; 永井 佑紀; 樹神 克明; 梶本 亮一; 中村 充孝; 稲村 泰弘; 脇本 秀一; 中村 博樹; 町田 昌彦; 鈴木 雄大*; et al.

Physical Review B, 84(14), p.144517_1 - 144517_5, 2011/10

 被引用回数:24 パーセンタイル:22.36(Materials Science, Multidisciplinary)

$$T_c$$=30K、鉄系超伝導体BaFe$$_2$$(As$$_{0.65}$$P$$_{0.35}$$)$$_2$$の粉末試料を用いて非弾性中性子散乱測定を行った。この系は超伝導オーダーパラメータにラインノードを持っているが、われわれはスピン共鳴をラインノードを持たない$$s_{pm}$$鉄系超伝導体と同じ散乱ベクトルに観測した。さらに、共鳴の増大率はホールと電子面間における符号反転領域の尺度になるが、ラインノードを持たないものと同程度であった。これらのことはこの系におけるフェルミ面間の符号反転が支配的でラインノードはひとつのフェルミ面で符号反転領域を限られた領域しか作らないことを意味する。それゆえ、この系はLaFePO$$_{1-y}$$やKFe$$_2$$As$$_2$$($$T_c < $$10K)などのノードを持つ系よりも高い$$T_c$$を保持する。理論計算との比較は水平ラインノードが観測結果を再現するモデルの候補であることを示唆する。

報告書

核融合原型炉SlimCSの概念設計

飛田 健次; 西尾 敏*; 榎枝 幹男; 中村 博文; 林 巧; 朝倉 伸幸; 宇藤 裕康; 谷川 博康; 西谷 健夫; 礒野 高明; et al.

JAEA-Research 2010-019, 194 Pages, 2010/08

JAEA-Research-2010-019-01.pdf:48.47MB
JAEA-Research-2010-019-02.pdf:19.4MB

発電実証だけでなく、最終的には経済性までを一段階で見通しうる核融合原型炉SlimCSの概念設計の成果を報告する。核融合の開発では、これまで、1990年に提案されたSSTR(Steady State Tokamak Reactor)が標準的な原型炉概念とされてきたが、本研究はSSTRより軽量化を図るため小規模な中心ソレノイドを採用して炉全体の小型化と低アスペクト比化を図り、高ベータ及び高楕円度(グリーンワルド密度限界を高めうる)を持つ炉心プラズマにより高出力密度を目指した。主要パラメータは、プラズマ主半径5.5m,アスペクト比2.6,楕円度2.0,規格化ベータ値4.3,核融合出力2.95GW,平均中性子壁負荷3MW/m$$^{2}$$とした。この炉概念の技術的成立性を、プラズマ物理,炉構造,ブランケット,超伝導コイル,保守及び建屋の観点から検討した。

論文

Compact DEMO, SlimCS; Design progress and issues

飛田 健次; 西尾 敏; 榎枝 幹男; 川島 寿人; 栗田 源一; 谷川 博康; 中村 博文; 本多 充; 斎藤 愛*; 佐藤 聡; et al.

Nuclear Fusion, 49(7), p.075029_1 - 075029_10, 2009/07

 被引用回数:102 パーセンタイル:1.59(Physics, Fluids & Plasmas)

最近の核融合原型炉SlimCSに関する設計研究では、おもに、ブランケット,ダイバータ,材料,保守を含む炉構造の検討に重点を置いている。この設計研究における炉構造の基本的考え方とそれに関連する課題を報告する。楕円度のついたプラズマの安定化と高ベータ化のため、セクター大の導体シェルを交換ブランケットと固定ブランケット間に設置する構造とした。また、ブランケットには、加圧水冷却,固体増殖材を採用することとした。従来の原型炉設計で検討していた超臨界水冷却を利用するブランケット概念に比べ、トリチウム自給を満足するブランケット概念の選択肢はかなり絞られる。ダイバータ技術やその材料について考慮すると、原型炉のダイバータ板での熱流束上限は8MW/m$$^{2}$$以下とすべきであり、これは原型炉で取り扱うパワー(すなわち、アルファ加熱パワーと電流駆動パワーの和)に対して大きな制約となりうる。

論文

Status of JT-60SA tokamak under the EU-JA broader approach agreement

松川 誠; 菊池 満; 藤井 常幸; 藤田 隆明; 林 孝夫; 東島 智; 細金 延幸; 池田 佳隆; 井手 俊介; 石田 真一; et al.

Fusion Engineering and Design, 83(7-9), p.795 - 803, 2008/12

 被引用回数:13 パーセンタイル:26.45(Nuclear Science & Technology)

JT-60SAは、日欧の幅広いアプローチの下で建設する完全超伝導トカマク装置で、ITERや原型炉への貢献を目指している。2007年の両極の国会批准後、実質的には既に建設段階に移行している。JT-60SAは、既存の建屋,電源,プラズマ加熱装置,計測装置などの、JT-60U設備の最大限の有効利用が前提であり、完全に新作する主たる機器は本体装置のみである。最大プラズマは電流5.5MAで、プラズマ主半径3.06m,アスペクト比2.65,非円形度1.76,三確度0.36である。最大プラズマ加熱入力41MW,プラズマ電流のフラットトップ時間は100秒間である。本論文では、トカマク装置本体だけでなく、プラズマ加熱装置や遠隔保守装置の設計などについても言及するとともに、EUとの技術的な議論を踏まえて行った超伝導導体に関する最近の設計変更案などを紹介し、装置の全体像を明らかにする。

論文

Particle control under wall saturation in long-pulse high-density H-mode plasmas of JT-60U

久保 博孝; 仲野 友英; 朝倉 伸幸; 竹永 秀信; 都筑 和泰; 大山 直幸; 川島 寿人; 清水 勝宏; 浦野 創; 藤本 加代子; et al.

Proceedings of 21st IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2006) (CD-ROM), 8 Pages, 2007/03

短時間放電では、第一壁が水素を吸収することにより、排気の役目を担っている(壁排気)。短時間放電ではこの壁排気はプラズマの密度制御に有効であるが、将来の長時間放電では壁の水素蓄積量が飽和に達するため壁排気が効かなくなると考えられている。JT-60では、30秒間のELMy Hモード放電を繰り返し行うと、放電中に壁飽和が観測された。この壁飽和状態における粒子制御及び粒子挙動に関して報告する。JT-60Uでは、壁が飽和し壁排気が有効でない場合、さらにはダイバータ板の温度上昇によりダイバータ板からガス放出がある場合において、ダイバータ排気を用いることにより高密度ELMy Hモードプラズマの密度制御が可能であることを実証した。粒子挙動に関しては、第一壁に水素が蓄積し飽和する過程,ダイバータ板の温度上昇によりガスが放出される過程,プラズマ壁相互作用の変化により壁からの粒子の入射と放出が変化する過程に関して議論する。

論文

Study of global wall saturation mechanisms in long-pulse ELMy H-mode discharges on JT-60U

竹永 秀信; 仲野 友英; 朝倉 伸幸; 久保 博孝; 木島 滋; 清水 勝宏; 都筑 和泰; 正木 圭; 田辺 哲朗*; 井手 俊介; et al.

Nuclear Fusion, 46(3), p.S39 - S48, 2006/03

 被引用回数:16 パーセンタイル:44.22(Physics, Fluids & Plasmas)

長時間放電におけるグローバルな壁飽和機構を解明するために、第一壁での局所的な壁飽和時間を評価した。局所的な壁飽和時間は、第一壁への粒子束とそこでの吸収率及び最大粒子吸収量により評価可能である。第一壁への粒子束は、中性粒子輸送解析コードDEGAS2を用いて評価した。その際、プラズマパラメータは2次元流体ダイバータコードUEDGEで評価した。D$$alpha$$発光強度分布が実験と合うようにDEGAS2で評価した壁へのイオン束と中性粒子束を用いて、壁での吸収率を10%、壁での最大粒子吸収量を1$$times$$10$$^{21}$$m$$^{-2}$$(実験室データをもとに評価)とし、局所的な壁飽和時間を評価した。その結果、ダイバータ領域では1秒以内に壁飽和に達していることが明らかになった。また、バッフル板は10秒程度、主プラズマまわりの壁は100秒程度で壁飽和に達すると評価された。バッフル板での粒子吸収は、10秒程度の時間スケールでグローバルな壁飽和が観測された実験結果と関連していると考えられる。一方、主プラズマまわりの壁での粒子吸収は、放電を繰り返すことによりグローバルな壁飽和状態に近づいていくことと関連していると考えられる。これらの結果をもとに、動的な粒子吸収特性を示す領域と静的な特性を示す領域によりグローバルな壁飽和が起こるというモデルを提唱した。

報告書

ガス炉用縦方向流冷却六角ブロック燃料製造システムの調査

戸澤 克弘*; 山田 裕之*; 尾崎 博*; 鈴木 嘉浩*

JNC-TJ9420 2005-006, 133 Pages, 2005/02

JNC-TJ9420-2005-006.pdf:11.17MB

FBRサイクル実用化戦略調査研究の一環として、Heガス冷却FBR燃料の候補概念である窒化物被覆粒子燃料を六角ブロック集合体に分散させた燃料の燃料製造システムを対象として、プラント概念を示すこと及び、廃棄物発生量および経済性を評価することを目的として詳細検討を行った。その結果以下の成果を得た。(1) 燃料製造プラント概念の調査 被覆粒子はTiNとSiCの2層の被覆を考慮して、物質収支、機器系統数、全体システム構成を検討した。その上で六角ブロックの製造方法としては炉心部は縦置き、ブランケット部は横置きで被覆粒子を振動充填した後、ブロック枠にSiC蓋を接合する組立方式を設定し、対応する製造設備概念を具体化した。燃料集合体は六角ブロックにエントランスノズル、ハンドリングヘッドをネジ止めする設備概念を具体化した。六角ブロックの検査項目を整理し、密度検査はX線CTによる方式とした。試薬回収設備は湿式振動充填法の概念に基づき系統を具体化した。(2) システム評価に関するデータの評価 主工程、分析、保守補修により発生する気体、液体、固体廃棄物を評価した結果、気体、液体廃棄物については試薬回収工程においてIPA、硝酸、アンモニア水を回収することで排出量を大幅に削減できる可能性が示された。 また、構築したプラント概念に対して経済性評価を行い、設備費、運転費などを評価した。その結果、建設費総額の21%が主工程建設費、35%が周辺設備(廃棄物処理・分析・保守補修・計装・ユーティリティ)費、34%が建・電・換費、10%が新燃料貯蔵設備費との試算結果が得られた。

論文

Effects of long time scale variation of plasma wall interactions on particle control in JT-60U

竹永 秀信; 仲野 友英; 朝倉 伸幸; 久保 博孝; 木島 滋; 清水 勝宏; 都筑 和泰; 井手 俊介; 藤田 隆明

Proceedings of 4th IAEA Technical Meeting on Steady-State Operation of Magnetic Fusion Devices and MHD of Advanced Scenarios (Internet), 8 Pages, 2005/02

長時間放電における壁飽和時間を評価するために、中性粒子輸送解析コードDEGAS2を用いて壁への粒子束を評価した。その際、プラズマパラメータは2次元流体ダイバータコードUEDGEで評価した。ダイバータ部のD$$alpha$$発光強度はUEDGEで求めたダイバータ板への粒子束で説明可能であるが、外側バッフル板近傍と主プラズマまわりのD$$alpha$$発光強度を説明するためには、外側バッフル板と主プラズマまわりの壁での粒子ソース(全体の6%程度)を考慮する必要がある。D$$alpha$$発光強度分布が合うようにDEGAS2で評価した壁へのイオン束と中性粒子束から壁飽和時間を評価した。ここでは、イオンと中性粒子の壁での吸収率は10%とし、壁での単位面積あたりの吸収量は実験室データをもとに1$$times$$10$$^{21}$$m$$^{-2}$$と仮定した。ダイバータ領域では1秒以内に壁飽和に達している。バッフル板では、10秒程度、主プラズマまわりの壁で100秒程度と評価される。この結果は、10秒程度の時間スケールで4$$times$$10$$^{22}$$個の粒子吸収で壁飽和が観測された実験結果と矛盾しない。また、主プラズマまわりの壁での粒子吸収は、放電を繰り返すことにより壁飽和状態に近づいていくことと関連していると考えられる。

論文

陽子加速器を用いた新しい中性子源とその利用

日野 竜太郎; 横溝 英明; 山崎 良成; 長谷川 和男; 鈴木 寛光; 曽山 和彦; 林 眞琴*; 羽賀 勝洋; 神永 雅紀; 数土 幸夫*; et al.

日本機械学会誌, 107(1032), p.851 - 882, 2004/11

中性子は物質科学,生命科学等の先端的科学研究を推進するうえで不可欠であり、より大強度の中性子源が強く要望されている。この要望に応えるため、日米欧においてMW級陽子ビームによる核破砕反応を利用した新しい中性子源の開発・建設が進められている。我が国では、日本原子力研究所と高エネルギー加速器研究機構が共同で核破砕中性子源の建設を中核とした大強度陽子加速器計画を進めている。本計画における核破砕中性子源は既存の研究炉(JRR-3)よりも中性子強度が2桁以上高い性能を有しており、先端的科学研究を推進するとともに、中性子利用による新産業創出に貢献することを目的としている。本小特集号では、大強度陽子加速器計画の核破砕中性子源において、何ができるのか,何に使えるのか,何がわかるのか,何に役立つのかを具体的に示し、核破砕中性子源の設計・開発・製作状況を液体重金属技術等の基盤技術とともに紹介する。併せて、世界最高強度・性能の陽子加速器システム及び大強度中性子の利用系における新技術・知見を紹介する。

論文

Progress in physics and technology developments for the modification of JT-60

玉井 広史; 松川 誠; 栗田 源一; 林 伸彦; 浦田 一宏*; 三浦 友史; 木津 要; 土屋 勝彦; 森岡 篤彦; 工藤 祐介; et al.

Plasma Science and Technology, 6(1), p.2141 - 2150, 2004/02

 被引用回数:2 パーセンタイル:92.17(Physics, Fluids & Plasmas)

JT-60定常高ベータ化計画(JT-60改修計画)の最重要課題は高ベータ,臨界クラスのパラメータを持つ高性能プラズマの100秒程度以上の維持を実証することである。このため、高ベータプラズマを達成するためのプラズマパラメータや運転シナリオ,制御手法の検討を行うとともに、超伝導磁場コイルの要素技術の開発を始め、放射線遮蔽や真空容器等の設計検討及び試験開発を行い、その成立性を確認した。本発表は、以上の物理・工学設計と試験開発の進捗状況を詳述する。

論文

Fusion plasma performance and confinement studies on JT-60 and JT-60U

鎌田 裕; 藤田 隆明; 石田 真一; 菊池 満; 井手 俊介; 滝塚 知典; 白井 浩; 小出 芳彦; 福田 武司; 細金 延幸; et al.

Fusion Science and Technology (JT-60 Special Issue), 42(2-3), p.185 - 254, 2002/09

 被引用回数:27 パーセンタイル:51.52(Nuclear Science & Technology)

JT-60及びJT-60Uは、ITER及び定常トカマク炉実現へ向けた物理基盤を構築することを目的として、炉心級プラズマにおける高総合性能の実証とその維持を目指した運転概念の最適化を行って来た。等価核融合エネルギー増倍率(=1.25)や核融合積(=1.5E21 m-3skeV)の達成に加えて、高い総合性能(高閉じ込め&高ベータ&高自発電流割合&完全非誘導電流駆動)を実証した。これらは、内部及び周辺部に輸送障壁を持つ高ポロイダルベータHモード及び負磁気シアモードで得られた。最適化の鍵は分布及び形状制御である。多様な内部輸送障壁の発見に代表されるように、JT-60/JT-60U研究はプラズマ諸量の空間分布の自由度と制限を強調して来た。各閉じ込めモードの閉じ込め研究に加えて、輸送及び安定性等によって支配されるコア部及び周辺ペデスタル部のパラメータ相関を明らかにした。これらの研究により、高閉じ込めモードのITERへの適合性を実証するとともに残された研究課題を明らかにした。

論文

Spatial variation of D$$alpha$$ line spectral profile and emission process in the divertor region of JT-60U

熊谷 晃*; 久保 博孝; 竹永 秀信; 鈴木 慎悟; 清水 勝宏; 朝倉 伸幸; 嶋田 道也

Plasma Physics and Controlled Fusion, 42(5), p.529 - 543, 2000/05

 被引用回数:13 パーセンタイル:56.01(Physics, Fluids & Plasmas)

JT-60Uのダイバータ領域から放射されるD$$alpha$$線のスペクトラルプロファイルの空間的変化を高分解能可視分光器を用いて測定し、中性粒子輸送コードを用いて解析した。その結果、D$$alpha$$線の放射は、ダイバータ板付近ではおもに重水素分子及び分子イオンが解離励起することに起因し、一方ダイバータの上流では解離によって生成された重水素原子の電子衝突励起に起因することを明らかにした。また、上流ではダイバータ板での反射及び荷電交換によって生成された重水素原子の電子衝突励起に起因する放射成分も増加し、そのためにD$$alpha$$線のスペクトラルプロファイルが広くなることがわかった。さらに、プラズマ条件(ELMyHモード、比接触ダイバータ、MARFE)によるD$$alpha$$線のスペクトラルプロファイルの変化を初めて系統的に調べた。

論文

Spectroscopic study of JT-60U divertor plasma

久保 博孝; 東島 智; 竹永 秀信; 熊谷 晃*; 清水 勝宏; 杉江 達夫; 鈴木 慎悟; 逆井 章; 朝倉 伸幸

NIFS-PROC-44, p.65 - 68, 2000/01

トカマク型核融合炉の定常化のためには、ダイバータを用いた粒子制御が必要である。高い粒子制御性能を有するダイバータを設計するには、ダイバータにおける粒子挙動の理解が不可欠である。ここでは、JT-60Uのダイバータプラズマにおける重水素粒子、ヘリウム原子、炭素不純物の挙動に関する分光学的研究について発表する。D$$alpha$$線のドップラー拡がりを解析することにより、重水素粒子のリサイクリング過程及びD$$alpha$$線の放射過程に対する重水素分子の役割などを明らかにした。また、HeIのスペクトル線のドップラー拡がりを解析することにより、水素イオンによる弾性散乱によってヘリウム原子の移動度が上がることを明らかにした。炭素不純物については、CDバンドの放射強度の空間分布測定から、ダイバータのドームによって炭化水素不純物のX点付近への輸送が抑制されることを明らかにした。

56 件中 1件目~20件目を表示