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報告書

JRR-3、JRR-4及び再処理特別研究棟から発生した放射性廃棄物に対する放射化学分析,2

飛田 実*; 後藤 勝則*; 大森 剛*; 大曽根 理*; 原賀 智子; 青野 竜士; 今田 未来; 土田 大貴; 水飼 秋菜; 石森 健一郎

JAEA-Data/Code 2023-011, 32 Pages, 2023/11

JAEA-Data-Code-2023-011.pdf:0.93MB

日本原子力研究開発機構の研究施設等から発生する放射性廃棄物は、放射能レベルに応じて将来的にトレンチとピットに分けて浅地中埋設処分される予定であり、埋設処分を開始するまでに、廃棄体の放射能濃度を評価する方法を構築する必要がある。そこで、原子力科学研究所バックエンド技術部では、研究施設等廃棄物に対する放射能濃度評価方法の検討に資するため、JRR-3、JRR-4及び再処理特別研究棟から発生した放射性廃棄物よりコンクリートを試料として採取し、放射化学分析を実施した。本報告書は、令和3年度から令和4年度に取得した23核種($$^{3}$$H、$$^{14}$$C、$$^{36}$$Cl、$$^{41}$$Ca、$$^{60}$$Co、$$^{63}$$Ni、$$^{90}$$Sr、$$^{94}$$Nb、$$^{rm 108m}$$Ag、$$^{137}$$Cs、$$^{133}$$Ba、$$^{152}$$Eu、$$^{154}$$Eu、$$^{rm 166m}$$Ho、$$^{234}$$U、$$^{235}$$U、$$^{238}$$U、$$^{238}$$Pu、$$^{239}$$Pu、$$^{240}$$Pu、$$^{241}$$Am、$$^{243}$$Am、$$^{244}$$Cm)の放射能濃度データについて整理し、放射能濃度評価法検討のための基礎資料としてまとめたものである。

報告書

JRR-3、JRR-4及び再処理特別研究棟から発生した放射性廃棄物に対する放射化学分析

飛田 実*; 今田 未来; 大森 剛*; 生天目 勉*; 鬼澤 崇*; 黒澤 勝昭*; 原賀 智子; 青野 竜士; 水飼 秋菜; 土田 大貴; et al.

JAEA-Data/Code 2022-007, 40 Pages, 2022/11

JAEA-Data-Code-2022-007.pdf:1.99MB

日本原子力研究開発機構の研究施設等から発生する放射性廃棄物は、放射能レベルに応じて将来的に浅地中埋設処分される予定であり、埋設処分を開始するまでに、廃棄体の放射能濃度を評価する方法を構築する必要がある。そこで、原子力科学研究所バックエンド技術部では、研究施設等廃棄物に対する放射能濃度評価方法の検討に資するため、JRR-3、JRR-4及び再処理特別研究棟から発生した放射性廃棄物よりコンクリート、焼却灰、セラミックフィルタ及び耐火レンガを試料として採取し、放射化学分析を実施した。本報告書は、令和2年度から令和3年度に取得した24核種($$^{3}$$H、$$^{14}$$C、$$^{36}$$Cl、$$^{41}$$Ca、$$^{60}$$Co、$$^{63}$$Ni、$$^{90}$$Sr、$$^{94}$$Nb、$$^{99}$$Tc、$$^{rm 108m}$$Ag、$$^{129}$$I、$$^{137}$$Cs、$$^{133}$$Ba、$$^{152}$$Eu、$$^{154}$$Eu、$$^{rm 166m}$$Ho、$$^{234}$$U、$$^{238}$$U、$$^{238}$$Pu、$$^{239}$$Pu、$$^{240}$$Pu、$$^{241}$$Am、$$^{243}$$Am、$$^{244}$$Cm)の放射能濃度データについて整理し、放射能濃度評価法検討のための基礎資料としてまとめたものである。

報告書

JRR-3及びJPDRから発生した放射性廃棄物に対する放射化学分析

土田 大貴; 原賀 智子; 飛田 実*; 大森 弘幸*; 大森 剛*; 村上 秀昭*; 水飼 秋菜; 青野 竜士; 石森 健一郎; 亀尾 裕

JAEA-Data/Code 2020-022, 34 Pages, 2021/03

JAEA-Data-Code-2020-022.pdf:1.74MB

日本原子力研究開発機構の研究施設等から発生する放射性廃棄物は、放射能レベルに応じて将来的に浅地中埋設処分される予定であり、埋設処分を開始するまでに、廃棄体の放射能濃度を評価する方法を構築する必要がある。そこで、原子力科学研究所バックエンド技術部では、研究施設等廃棄物に対する放射能濃度評価方法の検討に資するため、原子力科学研究所内で保管されているJRR-3及びJPDRから発生した放射性廃棄物よりコンクリート試料を採取し、放射化学分析を実施した。本報告書は、令和元年度に取得した22核種($$^{3}$$H, $$^{14}$$C, $$^{36}$$Cl, $$^{41}$$Ca, $$^{60}$$Co, $$^{63}$$Ni, $$^{90}$$Sr, $$^{94}$$Nb, $$^{rm 108m}$$Ag, $$^{133}$$Ba, $$^{137}$$Cs, $$^{152}$$Eu, $$^{154}$$Eu, $$^{rm 166m}$$Ho, $$^{234}$$U, $$^{238}$$U, $$^{238}$$Pu, $$^{239+240}$$Pu, $$^{241}$$Am, $$^{243}$$Am, $$^{244}$$Cm)の放射能濃度データについて整理し、放射能濃度評価法検討のための基礎資料としてまとめたものである。

報告書

原子炉圧力容器鋼における高温予荷重(WPS)効果確認試験(受託研究)

知見 康弘; 岩田 景子; 飛田 徹; 大津 拓与; 高見澤 悠; 吉本 賢太郎*; 村上 毅*; 塙 悟史; 西山 裕孝

JAEA-Research 2017-018, 122 Pages, 2018/03

JAEA-Research-2017-018.pdf:44.03MB

原子炉圧力容器の加圧熱衝撃(Pressurized Thermal Shock: PTS)事象に対する構造健全性評価に与える影響項目の一つである高温予荷重(Warm Pre-stress: WPS)効果は、高温時に予め荷重を受けた場合に、冷却中の荷重減少過程では破壊が生じず、低温での再負荷時の破壊靱性が見かけ上増加する現象である。WPS効果については、主として弾性データによって再負荷時の見かけの破壊靱性を予測するための工学的評価モデルが提案されているが、試験片の寸法効果や表面亀裂に対して必要となる弾塑性評価は考慮されていない。本研究では、実機におけるPTS時の過渡事象を模擬した荷重-温度履歴を与える試験(WPS効果確認試験)を行い、WPS効果に対する試験片寸法や荷重-温度履歴の影響を確認するとともに、工学的評価モデルの検証を行った。再負荷時の見かけの破壊靭性について、予荷重時の塑性の程度が高くなると試験結果は工学的評価モデルによる予測結果を下回る傾向が見られた。比較的高い予荷重条件に対しては、塑性成分等を考慮することにより工学的評価モデルの高精度化が可能となる見通しが得られた。

報告書

東京電力福島第一原子力発電所において採取された汚染水および瓦礫等の分析データ集

浅見 誠*; 高畠 容子; 明道 栄人; 飛田 剛志; 小林 究; 早川 美彩; 薄井 由香; 綿引 博美; 柴田 淳広; 野村 和則; et al.

JAEA-Data/Code 2017-001, 78 Pages, 2017/03

JAEA-Data-Code-2017-001.pdf:4.92MB
JAEA-Data-Code-2017-001-appendix(DVD-ROM).zip:818.06MB

東京電力ホールディングス(東京電力)福島第一原子力発電所において採取された汚染水(滞留水, 処理水)、汚染水処理二次廃棄物、瓦礫、土壌が分析され、放射性核種濃度等の分析データが報告されている。そこで、東京電力, 日本原子力研究開発機構, 国際廃炉研究開発機構により2016年3月末までに公開されたデータを収集し、データ集としてとりまとめた。また分析試料についての情報、分析により得られた放射性核種濃度等の値を表としてまとめるとともに、主な放射性核種濃度の時間変化を表す図を作成して収録した。電子情報として英訳と収録した分析データを提供する。

論文

「常陽」における冷却水系腐食対策

清水 俊二; 飛田 茂治; 飛田 剛志; 青木 新太郎*

UTNL-R-0477, p.11_1 - 11_8, 2011/08

高速実験炉「常陽」の冷却水系統は、昭和52年に運用が開始され、約35年が経過している。この間、ポンプ、ブロワ等の動的機器、熱交換機等の静的機器については、定期的な開放点検を行い、摩耗及び腐食状況を確認し、予防保全の観点から部品交換又は機器本体の更新によって維持管理してきた。冷却水配管については、高経年化における評価として肉厚調査を実施していた。本調査を通じ、屋外配管のサポート部の外部腐食と常時水に満たされていないディーゼル系の内部腐食の速度が比較的速いことがわかっていたこともあり、計画的に腐食調査を実施してきた。これまでの調査の結果、ディーゼル系冷却水系統のうち、屋外配管の外部腐食及びオーバフロー配管の内部腐食が著しいことを確認した。空調系冷却水配管は、外部腐食が見られたものの、肉厚測定から健全であることを確認した。本調査を踏まえ、外部腐食及び内部腐食の著しいディーゼル系冷却水配管を更新した。更新にあたっては、水環境での腐食に対して有効とされる亜鉛メッキ配管を採用し、屋外配管においては、外部腐食を防止するため、保温材の継ぎ目にシール材を塗布し、雨水侵入を防止する対策を行った。本稿は、冷却水系統の腐食調査及び腐食対策について報告するものである。

報告書

FBR用低密度MOX燃料ペレットの製造条件確認試験

村上 龍敏; 鈴木 紀一; 畑中 延浩; 塙 幸雄; 篠崎 雄; 村上 真一; 飛田 良正; 川崎 猛; 小林 良仁; 飯村 直人; et al.

JAEA-Technology 2008-017, 97 Pages, 2008/03

JAEA-Technology-2008-017.pdf:2.76MB

「もんじゅ」用低密度MOX燃料ペレットについては、平成7年度に実施した「もんじゅ」一次取替燃料の製造以降、約9年間製造されていない。この間、プルトニウム燃料第三開発室の主要工程設備の約6割が新設又は更新されるとともに、原料である混合転換粉のAm-241の蓄積が進み、発熱量が増加している。さらに、原料の一つである乾式回収粉末についても、設備の更新によりその粉末特性が大きく変化している。以上を踏まえ、次期「もんじゅ」用低密度MOX燃料ペレット製造を円滑に実施するため、平成16年10月から平成18年8月の間、従来に比べAm-241が蓄積した原料及び粉末特性の大きく変化した乾式回収粉を用いて、低密度MOXペレットの製造条件確認試験を実施した。本報告は、この試験結果をまとめたものである。試験の結果、従来に比べAm-241が蓄積した原料を用いても、製造条件を適切に管理することにより、一次取替燃料製造時と同程度の収率で低密度MOX燃料ペレットが製造可能であることを確認した。

報告書

高速増殖炉サイクルの実用化戦略調査研究フェーズII中間報告; 原子炉プラントシステム技術検討書

此村 守; 小川 隆; 岡野 靖; 山口 浩之; 村上 勤; 高木 直行; 西口 洋平; 杉野 和輝; 永沼 正行; 菱田 正彦; et al.

JNC TN9400 2004-035, 2071 Pages, 2004/06

JNC-TN9400-2004-035.pdf:76.42MB

ナトリウム冷却炉、鉛ビスマス冷却炉、ヘリウムガス冷却炉及び水冷却炉について、革新技術を導入し炉型の特徴を活かした炉システム概念を構築し、その概念の成立の見通しを得るための検討を行うとともに、設計要求への適合性を評価した。その結果、2015年頃に高速増殖炉技術を実用化するためには、現状の知見で課題とされた項目で画期的な技術革新がないかぎり、ナトリウムを冷却材して選択することが合理的であることが明らかとなった。

論文

Reduction of energetic particle loss by ferritic steel inserts in ITER

飛田 健次; 中山 武*; Konovalov, S. V.; 佐藤 正泰

Plasma Physics and Controlled Fusion, 45(2), p.133 - 143, 2003/02

 被引用回数:32 パーセンタイル:69.98(Physics, Fluids & Plasmas)

高い安全係数を持つ負磁気シアでは、トロイダルリップルによる$$alpha$$粒子損失の増大が問題になる。このような損失を抑制する方法としてITERではフェライト鋼装着によるリップル磁場の平滑化を考えており、この方法の評価は高エネルギー粒子に関する国際トカマク物理活動(ITPA)の重要課題であった。本稿は、ITPAのタスクとして実施したシミュレーション結果をまとめたもので、$$alpha$$粒子損失低減に対してフェライト鋼装着が極めて有効であるを示す。フェライト鋼の装着位置及び厚さを最適化すると、$$alpha$$粒子の閉じ込めに不利な高安全係数運転(q$$_{min}$$=3)ですら、損失パワー割合は1%程度に抑制されることを明らかにした。

論文

Diagnostics system of JT-60U

杉江 達夫; 波多江 仰紀; 小出 芳彦; 藤田 隆明; 草間 義紀; 西谷 健夫; 諫山 明彦; 佐藤 正泰; 篠原 孝司; 朝倉 伸幸; et al.

Fusion Science and Technology (JT-60 Special Issue), 42(2-3), p.482 - 511, 2002/09

 被引用回数:6 パーセンタイル:3.03(Nuclear Science & Technology)

JT-60Uの計測診断システムは、約50の計測装置から構成されている。近年、プラズマパラメータの半径方向の分布計測が精度よく行なわれるようになった結果、プラズマの内部構造が明らかになった。また、ミリ波反射計/電子サイクロトロン放射計測により、電子密度/電子温度揺動の測定が行なわれ、プラズマ閉じ込めに関する理解が進展した。さらに、電子温度,中性子発生率,放射パワー,電子温度勾配等の実時間制御実験が、関係する計測装置のデータを利用して行なわれた。これらの計測,及び実時間制御を駆使することにより、高性能プラズマを実現することができた。次期核融合実験炉用計測装置としては、炭酸ガスレーザ干渉計/偏光計,及び協同トムソン散乱計測装置を開発している。

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:33 パーセンタイル:48.48(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

Investigation on ripple loss reduction by ferritic steel plate insertion in JFT-2M; Comparison between experimental and computational data

佐藤 正泰; 木村 晴行; 三浦 幸俊; 中山 武*; 飛田 健次; 川島 寿人; 都筑 和泰; 伊世井 宣明

Nuclear Fusion, 42(8), p.1008 - 1013, 2002/08

 被引用回数:4 パーセンタイル:14.36(Physics, Fluids & Plasmas)

JFT-2Mではフェライト鋼とプラズマとの整合性を調べる先進材料プラズマ試験を現在段階的に進めている。第一段階のリップル低減試験では、トロイダル磁場コイルの直下で真空容器の外側にフェライト鋼板(FP)を設置して、トロイダル磁場のリップル(強弱)を低減し、高速イオンのリップル損失減少を実証した。フェライト鋼を装着した場合、磁場の構造が複雑に変化し、トロイダル磁場コイルの数に相当するトロイダルモード数の磁場リップルだけでなく、その高調波が発生する。磁場の強さとフェライト鋼の厚さを変え、基本波リップルと2倍高調波リップルを変化させることにより、リップル捕捉損失は、肩部の基本波リップル率に強く依存することを明らかにした。FPにより作り出される磁場を考慮に入れて軌道追跡モンテカルロコード(OFMC)を拡張し、実験結果と比較した。その数値結果は、リップル捕捉損失は肩部の基本波リップル率に強く依存し、実験事実を定性的に説明できる。

論文

ITER物理R&D専門家会合報告

小川 雄一*; 滝塚 知典; 三浦 幸俊; 東井 和夫*; 福田 武司; 若谷 誠宏*; 井手 俊介; 高瀬 雄一*; 飛田 健次; 福山 淳*; et al.

プラズマ・核融合学会誌, 77(10), p.1042 - 1048, 2001/10

平成13年3月$$sim$$7月にかけて開催された6つのITER物理R&D専門家会合の概要を報告する。閉じ込めのデータベースとモデリングに関する専門家会合では、高密度閉じ込め実験に関する討議と閉じ込め比例則の検証作業を行った。輸送と内部障壁の物理専門家会合では、国際データベース活動の現状をレビューするとともに今後の作業計画を策定した。高エネルギー粒子と加熱及び定常運転専門家会合では、ITERの先進定常運転における重点課題項目の抽出と解決に向けての討議検討を行った。周辺及びペデスタルの物理専門家会合では、磁場構造に注目したペデスタル特性の解析に重点を置くことになった。スクレイプ・オフ層及びダイバータの物理専門家会合では、ダイバータ熱負荷の比例則構築と金属ダイバータの特性について議論した。また、計測専門家会合では、電磁気計測における放射誘起起電力の問題について討議した。

論文

ITER物理R&D専門家会合及びITER物理委員会報告

東井 和夫*; 福田 武司; 若谷 誠宏*; 小川 雄一*; 滝塚 知典; 三浦 幸俊; 井手 俊介; 高瀬 雄一*; 飛田 健次; 福山 淳*; et al.

プラズマ・核融合学会誌, 77(2), p.184 - 191, 2001/02

平成12年秋に開催された7つのITER物理R&D専門家会合、1.「計測」:原研那珂研究所,9月21-22日、2.「輸送及び内部輸送障壁の物理」:ENEA(イタリア,フラスカティ),10月11-13日、3.「閉じ込めデータベースとモデリング」:ENEA(イタリア,フラスカティ),10月11-13日、4.「高エネルギー粒子,加熱及び定常運転」:ENEA(イタリア,フラスカティ),10月11-13日、5.「周辺及びペデスタルの物理」:マックスプランク物理研究所(ドイツ,ガルヒンク),10月11-13日,6.「スクレイプ・オフ層及びダイバータの物理」:マックスプランク物理研究所(ドイツ,ガルヒンク),10月11-13日、7.「MHD,ディスラプション及び制御」:マックスプランク物理研究所(ドイツ,ガルヒンク),10月11-13日、及びそれら会合に引き続いて10月14日に開催されたITER物理委員会会合の概要を報告する。

論文

「常陽」Naボンド型制御棒の開発

曾我 知則; 飛田 公一; 三次 岳志; 宮川 俊一

サイクル機構技報, (8), p.13 - 22, 2000/09

「常陽」制御棒の寿命はB4Cペレットのスエリング及びロケーションに起因する吸収材-被覆管の機械的相互作用(ACMI)によって約40$$times$$E(+26)cap/m3に制限されている。この問題を解決し長寿命化を図るため、シュラウド管を装着したNaボンド型制御棒の開発を進めてきた。本構造におけるACMI及び吸収材-被覆管の化学的相互作用(ACCCI)等の挙動評価の結果、 約120$$times$$E(+26)cap/m3までの高燃焼度化が可能であるとの結論を得た。また一連の試験研究によって炉内Na充填機構の信頼性を確認し、使用済制御棒の処理についても見通しを得た。本制御棒は2002年以降、「常陽」での運用を開始する計画である。

論文

Heating and non-inductive current drive by negative ion based NBI in JT-60U

及川 聡洋; 牛草 健吉; Forest, C. B.*; 根本 正博; 内藤 磨; 草間 義紀; 鎌田 裕; 飛田 健次; 鈴木 慎悟*; 藤田 隆明; et al.

Nuclear Fusion, 40(3Y), p.435 - 443, 2000/03

 被引用回数:41 パーセンタイル:75.11(Physics, Fluids & Plasmas)

JT-60UにおいてNNBの加熱、電流駆動特性の研究を行った。ビーム粒子の電離過程が多段階電離モデルで説明できることを実験的に示した。また、プラズマ平衡解析からプラズマ内部での電界分布を求め、NNB駆動電流分布を同定した。理論予測とおりの中心ピークした分布であることがわかり、駆動電流量は0.6MAに達した。また電流駆動効率が、ビームエネルギー及び電子温度とともに増大することを明らかにした。また、NNB加熱が主体(70%)で、Hモード遷移が得られることを確認した。このときELMy中でHファクター1.64を、電子温度がイオン温度より高い条件で得た。電流駆動、加熱の両面で、将来のトカマク型核融合炉においてNNBが適用可能であることを明らかにした。

報告書

高温工学試験研究炉の本設中性子源に対する取扱い技術の確立

竹田 武司; 飛田 勉*; 茂木 春義; 五味 邦博*

JAERI-Tech 99-053, 57 Pages, 1999/07

JAERI-Tech-99-053.pdf:2.91MB

高温工学試験研究炉(HTTR)の本設中性子源(NS)には、優れた中性子収率を有し、使用温度(約600$$^{circ}$$C)で安定な$$^{252}$$Cfを用いた。NSは、フランスで製作し、日本アイソトープ協会のホットケーブに移送後、放射性同位元素輸送容器から取り出した。NSをホルダに入れることにより、遠隔での取り扱いによるNSの交換を可能にした。NS入りホルダは、放射性同位元素移動容器に収納してHTTRに移送した。HTTRのメンテナンスピットにおいて、マニプレータを遠隔操作することにより、新たに考案したNS用取り扱い治具を介して、ホルダを制御棒案内ブロックのNS挿入孔に装荷した。炉心とメンテナンスピット間の制御棒案内ブロックの移動は、燃料交換機を用いて行った。提案した取り扱い手順で、NSはHTTRの炉心に安全かつ確実に装荷でき、HTTRのNSに対する取り扱い技術を確立した。

論文

ITER物理R&D専門家会議報告

細金 延幸; 朝倉 伸幸; 杉江 達夫; 芳野 隆治; 福田 武司; 草間 義紀; 飛田 健次; 井手 俊介; 嶋田 道也; 仙石 盛夫; et al.

プラズマ・核融合学会誌, 75(2), p.156 - 161, 1999/02

平成10年9月から10月にかけて開催された7件のITER物理R&D専門家会議の主な内容を取りまとめた会議報告である。

論文

New approach to handle neutron startup sources in a high temperature gas-cooled reactor

竹田 武司; 飛田 勉*; 茂木 春義

Applied Radiation and Isotopes, 51(5), p.551 - 558, 1999/00

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Chemistry, Inorganic & Nuclear)

高温ガス炉では、中性子源(NS)を容易に取り扱えない。そこで、NSカプラーと駆動ワイヤーを介して臨界試験用$$^{241}$$Am-Be線源に接続する適切な移動容器を新しく考案し、高温工学試験研究炉(HTTR)に据え付けた。移動容器を用いたHTTRでの試験の結果、作業員に対する許容実効線量当量以下でNSを炉心に簡便かつ確実に装荷できた。

論文

Heating and non-inductive current drive by negative-ion based NBI in JT-60U

及川 聡洋; 牛草 健吉; Forest, C. B.*; 根本 正博; 内藤 磨; 草間 義紀; 鎌田 裕; 飛田 健次; 鈴木 慎悟*; 藤田 隆明; et al.

Fusion Energy 1998, Vol.2, p.551 - 558, 1998/10

JT-60Uにおいて、負イオン源NB(以下NNB)の加熱、電流駆動特性の研究を行った。NNBパワーのプラズマへの吸収を理解する上で基本となるビーム粒子の電離過程は、高ビームエネルギー、高密度において多段階電離過程の寄与が大きく、理論モデルが適用できることを実験的に示した。プラズマ平衡解析からプラズマ内部の電界を求め、NNB駆動電流分布を同定した。全駆動電流量は0.6MAまで到達したことを示した。また電流駆動効率は電子温度と共に増大することを明らかにし、トカマク炉において必要とされる電流駆動効率に到達する見込みを示した。加熱パワーの大部分がNNBによる電子加熱である場合にも、Hモード遷移が得られることを明らかにした。

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