検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 137 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

Reference design of the power supply system for the resistive-wall-mode control in JT-60SA

Ferro, A.*; Gaio, E.*; Novello, L.*; 松川 誠; 島田 勝弘; 川俣 陽一; 武智 学

Fusion Engineering and Design, 98-99, p.1053 - 1057, 2015/10

 被引用回数:2 パーセンタイル:66.76(Nuclear Science & Technology)

JT-60SA is the satellite tokamak under construction in Naka, Japan, in the framework of the EU - JA "Broader Approach" Agreement. In JT-60SA, to attain steady-state high-beta plasmas, suppression of Resistive Wall Modes (RWM) is necessary. At this purpose, a passive stabilizing plate (SP) and an active control system based on 18 in-vessel sector coils (SC) are foreseen. This paper firstly reports the main requirements for the RWM control system. Then, the reference design of the RWM-PS is described. It includes an ac/dc conversion system, dc-link capacitor banks and a set of 18 fast inverters. The advantages of the proposed scheme are discussed and the main electrical parameters are shown in detail. The main requirements of the control section are given, with details on possible implementation and interfaces with JT-60SA central control.

論文

Development of magnetic sensors for JT-60SA

武智 学; 松永 剛; 櫻井 真治; 笹島 唯之; 柳生 純一; 星 亨*; 川俣 陽一; 栗原 研一; JT-60SAチーム; Nishikawa, T.*; et al.

Fusion Engineering and Design, 96-97, p.985 - 988, 2015/10

 被引用回数:3 パーセンタイル:53.75(Nuclear Science & Technology)

JT-60SA, which has fully super conducting coils, is under construction in order to demonstrate and develop steady-state high beta operation for supplement ITER toward DEMO. Three types of coils will be installed in the vacuum vessel for resistive wall mode (RWM) control, error field correction and also for edge localized mode (ELM) control. Biaxial magnetic sensors have been developed, because 3D information of magnetic configuration is necessary for these controls. Also, redesigned magnetic sensors for basic information of JT-60SA plasma, e.g. one-turn loop, Rogowski coils, diamagnetic loop and saddle coils have been developed, because manufacture and installation of these sensors are much more difficult for JT-60SA than those for JT-60U. The design and the specification of the magnetic sensors for JT-60SA will be reported from engineering and physics aspects.

論文

In-vessel coils for magnetic error field correction in JT-60SA

松永 剛; 武智 学; 櫻井 真治; 鈴木 康浩*; 井手 俊介; 浦野 創

Fusion Engineering and Design, 98-99, p.1113 - 1117, 2015/10

 被引用回数:8 パーセンタイル:18.76(Nuclear Science & Technology)

JT-60SA is designed and under construction as fully superconducting tokamak under a combined project of the ITER satellite tokamak program of EU-JA (Broader Approach Activities) and the Japanese national program. One of the main purposes of JT-60SA is the steady-state high-beta operation above the ideal no-wall beta limit. To achieve this, we have designed in-vessel coils, thus error filed correction coils (EFCCs) for a correction of magnetic error fields that affect plasma initiation and induce magnetic island locking. We will report the design of the EFCC in JT-60SA from an engineering and a physics points of view.

論文

Estimation of the lifetime of resin insulators against baking temperature for JT-60SA in-vessel coils

助川 篤彦; 村上 陽之; 松永 剛; 櫻井 真治; 武智 学; 吉田 清; 池田 佳隆

Fusion Engineering and Design, 98-99, p.2076 - 2079, 2015/10

 被引用回数:1 パーセンタイル:81.41(Nuclear Science & Technology)

JT-60SA計画は、ITER計画の幅広いアプローチ計画の日欧協力で進められている。JT-60SA容器内コイルは日本で設計・製作を行う。容器内コイル用の樹脂絶縁材には、真空容器のベーキング温度条件(200$$^{circ}$$C, 40000時間)に沿った耐熱性能が要求される。今回、容器内コイル設計に向け、耐熱耐久性の調査を実施し、$$sim$$220$$^{circ}$$C環境で、エポキシ樹脂、シアネートエステル樹脂を母材とする7種類の候補樹脂絶縁材の寿命評価を実施した。高温環境下における化学反応速度はアレニウス法で評価する。耐熱耐久試験では、180$$^{circ}$$C, 200$$^{circ}$$C, 220$$^{circ}$$Cの恒温槽で一定期間保持し、その後、絶縁材の重量減少を測定する。樹脂絶縁材の重量減少率の結果を入力にワイブル解析を実施し、その後、アレニウスプロットにより候補樹脂絶縁材の寿命評価を初めて実施した。この結果、容器内コイルの適用温度は169$$^{circ}$$Cであることが分かった。

論文

Assessment of the accuracy of plasma shape reconstruction by the Cauchy condition surface method in JT-60SA

宮田 良明; 鈴木 隆博; 武智 学; 浦野 創; 井手 俊介

Review of Scientific Instruments, 86(7), p.073511_1 - 073511_13, 2015/07

 被引用回数:2 パーセンタイル:79.6(Instruments & Instrumentation)

トカマク装置における安定したプラズマ平衡制御のためには正確にプラズマ境界を決定する必要がある。コーシー条件面(CCS)法はプラズマ外部に置かれた磁気計測器から、コーシー条件を持つ仮想面外部の磁束分布を計算し、プラズマ境界を再構築する数学的手法である。JT-60SAにおいて、プラズマ形状再構築誤差が最小となる最適なCCSの形状や未知数の数は、プラズマの大きさに比例することが分かり、この条件を用いることでプラズマ形状再構築精度が大幅に改善した。JT-60SAにおけるCCS法を用いたプラズマ形状再構築精度の評価を報告する。

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

巨視的不安定性の制御における外部摂動磁場の効果

武智 学

プラズマ・核融合学会誌, 88(3), p.162 - 167, 2012/03

トカマクプラズマはMHD平衡から装置の設計まで軸対象を基本としている。したがって、外部磁場を用いて軸対象から外れたプラズマを軸対象に戻す。誤差磁場補正や抵抗性壁モード(RWM)の安定化がこれに当たる。一方、ELM制御では積極的に非軸対象磁場成分を印可する。本章ではトカマクの定常運転に不可欠なRWMとITERの運転でも喫緊の問題となっているELMの外部摂動磁場を用いた制御について実験と装置を中心に紹介する。

論文

Electromagnetic analyses on radial field sector coils for JT-60SA

Ferro, A.*; Gaio, E.*; 武智 学; 松川 誠

Fusion Engineering and Design, 86(6-8), p.1527 - 1530, 2011/10

 被引用回数:2 パーセンタイル:75.97(Nuclear Science & Technology)

JT-60SAにおいて定常高ベータ運転を行うには抵抗性壁モード(RWM)の安定化が必須である。そのため、JT-60SAには真空容器内に安定化板とRWM制御コイルが設置される予定である。この論文ではこのRWM制御コイルの電磁気解析を行うことにより、コイルの生成する磁場の強さや分布を調べ、必要な電圧や電流値等の評価を行う。また、ディスラプションやVDE時の誘起電流を示す。これらの結果はRWM制御コイルとその電源の設計の進展の指針となる。

論文

Core transport properties in JT-60U and JET identity plasmas

Litaudon, X.*; 坂本 宜照; de Vries, P. C.*; Salmi, A.*; Tala, T.*; Angioni, C.*; Benkadda, S.*; Beurskens, M. N. A.*; Bourdelle, C.*; Brix, M.*; et al.

Nuclear Fusion, 51(7), p.073020_1 - 073020_13, 2011/07

 被引用回数:7 パーセンタイル:59.42(Physics, Fluids & Plasmas)

内部輸送障壁の発生機構や構造形成は、装置や運転シナリオによって多様性があることが知られている。その多様性を理解するために、装置サイズがほぼ同じのJT-60と英国のJET装置において、同様の運転シナリオで形成した内部輸送障壁の輸送特性の比較を行った。特に、両装置のプラズマ形状,規格化衝突周波数,規格化ラーモア半径等の無次元変数を揃えた場合に着目した。その結果、内部輸送障壁の形成機構については、共通の形成条件があるが、定常状態での密度分布に大きな差異があることが明らかになった。この差異は、中心付近の磁気シアの違いに起因していると考えられる。

論文

Interactions between MHD instabilities in the wall-stabilized high-$$beta$$ plasmas

松永 剛; 相羽 信行; 篠原 孝司; 坂本 宜照; 武智 学; 鈴木 隆博; 朝倉 伸幸; 諫山 明彦; 大山 直幸; 吉田 麻衣子; et al.

Proceedings of 23rd IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2010) (CD-ROM), 8 Pages, 2011/03

In the JT-60U wall-stabilized high-$$beta_mathrm{N}$$ plasmas, interactions between MHD instabilities have been observed. It is observed that an energetic particle driven wall mode (EWM) triggers an edge localized mode (ELM). When the EWM appears, type-I ELM crashes are synchronized with EWM bursts. The EWM-triggered ELMs have a higher frequency and less energy release than those of usual type-I ELMs. This interaction mainly occurs when the EWM with a large amplitude appears. In the SOL region, several measurements indicate ion losses induced by the EWM. Abrupt ion losses through the edge can increase as local pressure gradient at the pedestal that determines the edge stability. Moreover, another interaction that an EWM-triggered ELMs excites marginal resistive (RWM) is observed. Just after the EWM-triggered ELM, an $$n=1$$ distortion appears and decays soon. It is considered that an impact of the induced ELM can excite the marginally stable RWM.

論文

Overcurrent analyses in JT-60SA poloidal circuits due to plasma disruption and quench protection intervention

Novello, L.*; Gaio, E.*; Piovan, R.*; 武智 学; 井手 俊介; 松川 誠

Fusion Engineering and Design, 86(1), p.33 - 40, 2011/01

 被引用回数:8 パーセンタイル:34.47(Nuclear Science & Technology)

The identification of the maximum amplitude of the currents circulating in the circuits is a useful indication for the design both of magnet and power supply components in fusion experiments. This paper evaluates the maximum level of coil overcurrents in the poloidal superconducting magnets of JT-60SA. To derive these information, a complete model capable to take into account all the mutually coupled elements was worked out, including the poloidal superconducting coils, the plasma position control in-vessel coils, the vacuum vessel, the stabilizing plates and the plasma. The model was utilized to analyze plasma disruption and quench protection circuit intervention in a large variety of different conditions to identify the possible overcurrent levels. The paper describes the model and the analyses performed, and presents and discusses the results.

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

Energetic particle driven instability in wall-stabilized high-$$beta$$ plasmas

松永 剛; 篠原 孝司; 相羽 信行; 坂本 宜照; 諫山 明彦; 朝倉 伸幸; 鈴木 隆博; 武智 学; 大山 直幸; 浦野 創; et al.

Nuclear Fusion, 50(8), p.084003_1 - 084003_8, 2010/08

 被引用回数:25 パーセンタイル:20.88(Physics, Fluids & Plasmas)

We have observed a fishbone like bursting mode in high-$$beta$$ plasmas above the ideal $$beta$$-limit without a conducting wall. The mode frequency is chirping down, and its initial value is close to precession frequency of trapped fast ions produced by perpendicularly injected neutral beams. This mode can often induce the resistive wall mode (RWM) onset. The mode is mainly observed in the high-$$beta_mathrm{N}$$ plasma where ideal kink-ballooning mode (IKBM) and RWM are marginally stable. Since this mode and RWM were simultaneously observed, the mode is attributed to the interaction between the trapped fast ions and a marginally stable IKBM stabilized by conducting wall. From these results, the observed mode was named as "Energetic particle driven Wall Mode (EWM)." Interestingly, the EWM can change edge localized mode (ELM) behavior. Namely, it was observed that ELM was synchronized with the EWM.

論文

Mode rigidity study of RWM on RFX with reduced RWM control coils for JT-60SA RWM stabilization

武智 学; Bolzonella, T.*; Baruzzo, M.*; 井手 俊介; 松永 剛; JT-60SAチーム

Europhysics Conference Abstracts (Internet), 34A, p.P2.192_1 - P2.192_4, 2010/00

To achieve a steady-state high beta plasma, suppression of RWM is necessary. Therefore, the RWM active control system for JT-60SA is being designed. The matter of mode-rigidity is very important for JT-60SA, because the coverage area of plasma surface with coils is very small. There are two issues connected to mode non-rigidity. One is mode deformation and the other is the destabilization of side-band modes which are marginally stable without the control coils. We performed some experiments on the RFX-mod device with reduced sets of coils for mode-rigidity study. The active control system of RFX-mod has 192 coils each with an independent amplifier and successfully controls RWMs. For example, by using only 48 coils in the top poloidal section one can control the RWM. The dependence of mode control efficiency, mode deformation derived by magnetic sensors and amplifier current on coverage area of the coils during mode control will be shown.

論文

Rotational stabilization of resistive wall mode on JT-60U

松永 剛; 武智 学; 相羽 信行; 栗田 源一; 坂本 宜照; 小出 芳彦; 諫山 明彦; 鈴木 隆博; 藤田 隆明; 大山 直幸; et al.

Plasma and Fusion Research (Internet), 4, p.051_1 - 051_7, 2009/11

将来の核融合炉において、経済性の高い高核融合出力を得るためには高圧力プラズマを定常に維持する必要がある。しかしながらこのようなプラズマでは、抵抗性壁モード(RWM)が発生し到達$$beta$$値を制限すると危惧されている。一方、このモードの安定化にプラズマ回転が重要であることが理論的に予想されている。JT-60ではプラズマ回転を制御することで、RWMの安定化に必要なプラズマ回転の閾値を実験的に明らかにした。この実験により、この閾値が従来の予測値の約15%程度であることがわかり、また閾値の$$beta$$依存性が小さいことから、理想壁$$beta$$限界値まで$$beta$$値を到達可能なことが明らかとなった。本論文では、JT-60において実施されたプラズマ回転によるRWM安定化実験の詳細及び、線形MHD安定性コード(MARG2D)の結果との比較などについて報告する。

論文

Development of reversed shear plasmas with high bootstrap current fraction towards reactor relevant regime in JT-60U

坂本 宜照; 松永 剛; 大山 直幸; 鈴木 隆博; 相羽 信行; 竹永 秀信; 諫山 明彦; 篠原 孝司; 吉田 麻衣子; 武智 学; et al.

Nuclear Fusion, 49(9), p.095017_1 - 095017_8, 2009/09

 被引用回数:18 パーセンタイル:33.39(Physics, Fluids & Plasmas)

ITER定常運転や定常核融合炉を目指した炉心プラズマ開発には、7要素(閉じ込め,規格化ベータ値,自発電流割合,非誘導電流駆動割合,燃料純度,放射損失割合,規格化密度)を、バランスよく同時に高めた総合性能プラズマをITERや核融合炉で想定される条件(低運動量入力,電子温度,イオン温度,安全係数$$q$$$$_{95}$$$$sim$$5)で実証する必要がある。特に、経済的に優れた定常核融合炉のためには、自発電流割合と規格化ベータ値を同時に高めることが主要課題の一つである。JT-60Uでは、MHD不安定性の導体壁による安定化効果を利用して、高自発電流割合を持つ負磁気シアプラズマの高ベータ化に取り組んだ。その結果、規格化ベータ値2.7(従来の1.5倍)とともに9割の自発電流割合を得た。さらに、ITERの定常運転シナリオに匹敵する高総合性能プラズマを、ITERや核融合炉で想定される条件下で生成した。

論文

Plasma rotation effects on magnetic island formation and the trigger of disruptions in reversed shear plasma

石井 康友; Smolyakov, A. I.*; 武智 学

Nuclear Fusion, 49(8), p.085006_1 - 085006_10, 2009/08

 被引用回数:19 パーセンタイル:31.8(Physics, Fluids & Plasmas)

反転磁気シアプラズマは高性能トカマクプラズマを生成するための有力なプラズマ配位の1つであるが、低プラズマ圧力領域でのディスラプション発生確率が高く、このようなディスラプションの機構解明と回避手法の開発が緊急の研究課題である。本論文では、プラズマ回転効果を含む自発的DTM,外部駆動型DTMの非線形MHDシミュレーションを行うことにより、内外共鳴面で観測される揺動の差異を説明する物理モデルを構築するとともに、外部揺動による低圧力ディスラプションのトリガー機構を解明した。また、強い回転シアにより、自発的及び外部駆動型DTMの非線形不安定化が抑制できることを明らかにした。

論文

Observation of an energetic-particle-driven instability in the wall-stabilized high-$$beta$$ plasmas in the JT-60U tokamak

松永 剛; 相羽 信行; 篠原 孝司; 坂本 宜照; 諫山 明彦; 武智 学; 鈴木 隆博; 大山 直幸; 朝倉 伸幸; 鎌田 裕; et al.

Physical Review Letters, 103(4), p.045001_1 - 045001_4, 2009/07

 被引用回数:37 パーセンタイル:13.97(Physics, Multidisciplinary)

We have observed bursting modes driven by trapped energetic particles in the high-$$beta$$ plasmas where the resistive wall mode (RWM) is marginally stable by plasma rotation. This mode can directly trigger the RWM despite enough plasma rotation for RWM stabilization. Mode structure is radially extended and mode frequency corresponds to the precession frequency of the trapped particle from the perpendicular neutral beams. We have concluded that the mode is the energetic particle branch as the results of the interaction between the energetic particle and a marginally stable RWM, and then, it is named as "energetic particle driven wall mode (EWM)".

論文

Mock-up test results of monoblock-type CFC divertor armor for JT-60SA

東島 智; 櫻井 真治; 鈴木 哲; 横山 堅二; 柏 好敏; 正木 圭; 芝間 祐介; 武智 学; 柴沼 清; 逆井 章; et al.

Fusion Engineering and Design, 84(2-6), p.949 - 952, 2009/06

 被引用回数:6 パーセンタイル:50.95(Nuclear Science & Technology)

JT-60Uは、幅広いアプローチ(BA)及び我が国の国内プロジェクトとして、超伝導装置JT-60SAへと改修される。JT-60SAダイバータ板の最大定常熱負荷は15MW/m$$^{2}$$に達すると評価され、強制水冷却のモノブロック型CFCダイバータアーマが有力候補である。JT-60SAダイバータアーマは、CFCブロック,CuCrZrスクリュウ管,無酸素銅の緩衝層から構成され、ロウ付け接合部がアーマにとって鍵となる。ロウ付け接合部の改善を目指してCFC内面をメタライズした結果、試験体がITER要求仕様を超える性能を有することを確認できた。製作方法の改善及び製作歩留りの把握を目的として、一度に製作する量に匹敵する試験体を試作したところ、約半数の試験体が15MW/m$$^{2}$$の除熱性能を有することがわかった。講演では、JT-60SAダイバータアーマの設計・試作の進展をまとめる。

論文

高ベータの敵; 抵抗性壁モード

武智 学; 松永 剛; 白石 淳也; 徳田 伸二; 飛田 健次

プラズマ・核融合学会誌, 85(4), p.147 - 162, 2009/04

トカマク型核融合炉の定常化にとって高ベータ化は必須である。この高ベータ化には最終的にはMHD不安定性の一種である"抵抗性壁モード"が最終的な障害となる。逆転磁場ピンチに至っては抵抗性壁モードによって寿命が決まってしまう。この十年、閉じ込め改善や加熱装置の進展により高ベータ化の敵、抵抗性壁モードを実際に安定化する研究が始まった。抵抗性壁モードを安定化する手法には"プラズマ回転"と"磁場のフィードバック制御"がある。抵抗性壁モードの物理的な性質やこれらの安定化の物理機構の説明をできるだけ平易に行い、これをもとにこれまでの実験的,理論的研究の進展の説明を行った。さらに問題点や今後の研究の方針について述べた。

137 件中 1件目~20件目を表示