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論文

国際核融合エネルギー研究センターの高性能計算機システムHeliosを利用した国内シミュレーション研究プロジェクトの進展

石澤 明宏*; 井戸村 泰宏; 今寺 賢志*; 糟谷 直宏*; 菅野 龍太郎*; 佐竹 真介*; 龍野 智哉*; 仲田 資季*; 沼波 政倫*; 前山 伸也*; et al.

プラズマ・核融合学会誌, 92(3), p.157 - 210, 2016/03

幅広いアプローチ協定に基づいて国際核融合エネルギー研究センター(IFERC)の計算機シミュレーションセンター(CSC)に設置された高性能計算機システムHeliosは、2012年1月に運用を開始し、日欧の磁気核融合シミュレーション研究に供用され、高い利用率の実績を示すとともに、炉心プラズマ物理から炉材料・炉工学にわたる広い分野で多くの研究成果に貢献している。本プロジェクトレビューの目的は、国内の大学や研究機関においてHeliosを利用して進められているシミュレーション研究プロジェクトとその成果を一望するとともに、今後予想される研究の進展を紹介することである。はじめにIFERC-CSCの概要を示した後、各研究プロジェクト毎にその目的、用いられる計算手法、これまでの研究成果、そして今後必要とされる計算を紹介する。

論文

Design concept of conducting shell and in-vessel components suitable for plasma vertical stability and remote maintenance scheme in DEMO reactor

宇藤 裕康; 高瀬 治彦; 坂本 宜照; 飛田 健次; 森 一雄; 工藤 辰哉; 染谷 洋二; 朝倉 伸幸; 星野 一生; 中村 誠; et al.

Fusion Engineering and Design, 103, p.93 - 97, 2016/02

 被引用回数:6 パーセンタイル:17.95(Nuclear Science & Technology)

BA原型炉設計においてプラズマ垂直位置安定性とブランケットや保守などの炉構造との観点から導体シェルを含む炉内機器の概念設計を行った。プラズマ垂直位置安定化のための導体シェルはトリチウム生産のため増殖ブランケットモジュールの背面に設置されるが、プラズマ安定化の観点からは可能な限りプラズマ表面近傍に設置しなければならず、炉内機器設計ではこれらを合した設計検討が必須である。そこで、BA原型炉設計では3次元渦電流解析コード(EDDYCAL)を用いて、3次元の炉構造モデルにおいて数種類の導体壁構造に対して位置安定性を評価した。これらの検討により、楕円度1.65の原型炉プラズマでは、トリチウム増殖率(TBR)1.05以上が得られるブランケット領域を確保した場合(導体壁位置rw/ap=1.35)、ダブルループ型などの導体シェル構造で銅合金厚さ0.01m以上が必要であることがわかった。一方、ディスラプション時に導体シェルに誘起される渦電流によりブランケットモジュールにかかる電磁力が数倍になり、発表ではこれらの検討結果を踏まえた導体シェルと炉内機器の概念設計と課題について報告する。

論文

Design study of blanket structure based on a water-cooled solid breeder for DEMO

染谷 洋二; 飛田 健次; 宇藤 裕康; 徳永 晋介; 星野 一生; 朝倉 伸幸; 中村 誠; 坂本 宜照

Fusion Engineering and Design, 98-99, p.1872 - 1875, 2015/10

 被引用回数:18 パーセンタイル:3.5(Nuclear Science & Technology)

核融合原型炉ブランケットの概念設計研究を進めている。原型炉ブランケットでは数年おきに600体程度のモジュールを検査も含めて交換することから単純な構造が求められる。これより、トリチウム増殖材(Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$)と中性子増倍材(Be$$_{12}$$Ti)を混合充填することにより単純な構造概念を提案した。しかしながら、この概念は、冷却水条件である15.5MPaに対する耐圧性が無く、冷却水が漏れた際の財産保全の観点で懸念が残る。他方、構造を強硬にするとトリチウム(T)を生成するための中性子が無駄に吸収されることから生成量が低下する。本論文では、目標であるT生成量を満たすと共に耐圧性が確保できる設計概念を検討した結果を報告する。また、混合充填では、T生成反応が効率的に行われることからLiの燃焼度が高く、ブランケット寿命が短いことが懸念され、T生成量の観点からブランケット寿命も明らかにする。冷却水圧である15.5MPaに耐えるためには、区画サイズが100mm$$times$$100mmでリブ厚が18mm必要であり、冷却水が漏れた際の蒸気圧(8MPa)に耐えるためには同じ区画サイズでリブ厚さが10mm必要であった。この条件下で3次元中性子輸送コードMCNP-5を用いて計算を行った結果、冷却水が漏れた際の蒸気圧(8MPa)に対する耐圧性を有し、T自給自足性を満たすことを明らかにした。

論文

Management strategy for radioactive waste in the fusion DEMO reactor

染谷 洋二; 飛田 健次; 宇藤 裕康; 朝倉 伸幸; 坂本 宜照; 星野 一生; 中村 誠; 徳永 晋介

Fusion Science and Technology, 68(2), p.423 - 427, 2015/09

 被引用回数:5 パーセンタイル:34.97(Nuclear Science & Technology)

核融合原型炉において、炉内機器の定期保守時に発生する放射性廃棄物の減容化と管理シナリオ構築は重要な課題である。中性子による弾き出し損傷について三次元核計算の結果、主要な炉内機器であるブランケットとダイバータの交換周期が2.2年と0.6年と評価され、運転期間として20年を仮定すると定期保守時に発生する総廃棄物量は五万トンを超えることを明らかにした。さらに、減容化を目指して中性子損傷が低い構造体の再利用と希少金属であるベリリウム等の再処理を検討した結果、総廃棄物量を20%まで低減できることを明らかにした。また、定期交換後のブランケットとダイバータにおける誘導放射能の減衰特性に基づく冷却期間の差違と廃棄物処理工程を考慮し、建屋構成を含めて放射性廃棄物管理シナリオ概念を構築した。

論文

Simulation study of power load with impurity seeding in advanced divertor "short super-X divertor" for a tokamak reactor

朝倉 伸幸; 星野 一生; 清水 勝宏; 新谷 吉郎*; 宇藤 裕康; 徳永 晋介; 飛田 健次; 大野 哲靖*

Journal of Nuclear Materials, 463, p.1238 - 1242, 2015/08

 被引用回数:8 パーセンタイル:18.76(Materials Science, Multidisciplinary)

ダイバータ設計において、平衡コイルの配置を工夫してダイバータ板への磁力線の連結長を増加する「先進ダイバータ」の検討が注目されている。非常に大きな熱流の低減が求められる原型炉のダイバータ設計への適応を考察するため、コイル配置とプラズマ平衡配位の検討し1-2コのインターリンクコイルを設置することで、小型化したスーパーXダイバータ設計が可能であることを示した。さらに、上記のShort-SXDについてダイバータプラズマのシミュレーションを開始した。通常と異なるダイバータや磁力線の形状における計算用メッシュの作成を行い、500MWのプラズマ熱流が周辺部に排出される条件で、アルゴンガスを入射することで放射損失パワーを92%程度まで増加することにより、完全非接触ダイバータが生成する結果が得られた。標準磁場形状のダイバータでは同条件で完全非接触ダイバータは得らレなかったことから、磁場形状の工夫によるダイバータプラズマ制御の効果を明らかにした。最大ピーク熱負荷も標準形状のダイバータと比較して10MW/m$$^{-2}$$程度に低減できたが、プラズマ熱流よりも再結合プロセスが寄与するため、このプロセスのモデリング検討が重要と思われる。

論文

Neutronics analysis for fusion DEMO reactor design

染谷 洋二; 飛田 健次; 谷川 尚; 宇藤 裕康; 朝倉 伸幸; 坂本 宜照; 星野 一生; 中村 誠; 徳永 晋介

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 6 Pages, 2015/05

出力1.5GWの核融合原型炉において達成目標であるトリチウムの自給自足性並びに発電実証に係わる増殖ブランケット概念を明確にするため核熱解析によるトリチウム増殖比(TBR)及び冷却配管の検討を行った。原型炉でのブランケット概念は大量生産の観点から内部構造がシンプルな概念とし、トリチウム増殖材及び中性子増倍材の使用温度を満足するよう内部構造を決定した。3次元中性子輸送計算の結果、隣り合うブランケット間のギャップ幅は2cm程度ではTBRの減少は見られないが、NBIポートのような大型ポートの場合には占有率以上にTBRが減少することが分かった。形状依存性があるTBRを正しく評価するために最新の原型炉設計に基づく3次元計算モデルによる評価を行い、トリチウム自給を満足できる事を明らかにした。また、ブランケット前方では核発熱が大きく、冷却配管の5mm程度のずれ(誤差)で運転中の材料温度が100$$^{circ}$$C程度変化する。これより、配管設計には裕度を持って設計する必要があるが、TBR向上のために材料の許容温度近くで設計していた。本研究の結果より、低出力炉の場合はブランケット内部の冷却配管の配置がTBRに大きく影響しないことが分かり、ブランケット内の配管設置精度に対して裕度があることを見いだした。最後に炉内機器であるブランケット及びダイバータの交換周期に係る弾き出し損傷値、並びに保守工程及び安全性に係る運転終了後の線量率及び残量熱に関して報告する。

論文

Relationship between net electric power and radial build of DEMO based on ITER steady-state scenario parameters

坂本 宜照; 中村 誠; 飛田 健次; 宇藤 裕康; 染谷 洋二; 星野 一生; 朝倉 伸幸; 徳永 晋介

Fusion Engineering and Design, 89(9-10), p.2440 - 2445, 2014/10

 被引用回数:4 パーセンタイル:51.53(Nuclear Science & Technology)

これまでに核融合原型炉概念が数多く提案されているが、想定されているプラズマ物理パラメータとトカマク実験で達成されている総合プラズマ性能には大きな隔たりがある。今後のトカマク実験の進展を踏まえれば、原型炉で実現可能なプラズマ総合性能としてITER定常運転シナリオが妥当である。そこで、ITER定常運転シナリオで想定されているプラズマ物理パラメータに基づき、システムコードを用いてプラズマサイズに対する原型炉特性を解析した。その結果、1GW以上の核融合出力を得るにはプラズマ大半径9mが必要であるが、ブランケット等の炉内機器の厚さを0.5m小さくすればプラズマ大半径8mで同程度の核融合出力が得られることが分かった。さらに、核融合出力を上昇させるために、密度を増大すると核融合出力と加熱パワーが増大するとともにシンクロトロン放射が減少するためダイバータ熱負荷が増大すること、ベータ値を増大すると核融合出力は増大するが加熱パワー減少とシンクロトロン放射増大のためダイバータ熱負荷が減少することを明らかにした。

論文

Studies of impurity seeding and divertor power handling in fusion reactor

星野 一生; 朝倉 伸幸; 清水 勝宏; 徳永 晋介

Proceedings of 25th IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2014) (CD-ROM), 6 Pages, 2014/10

The power handling in the divertor is the most crucial issues for a fusion reactor design. In the previous study of development of the power handling scenario for a compact DEMO reactor, further reduction of the target heat load was required even in the case where more than 90% of the exhausted power from the core plasma was radiated by the argon impurity. In this study, the impact of the impurity seeding and the machine specifications on the divertor power handling has been investigated by using the SONIC code. With decreasing the fusion power, the divertor plasma detachment is extended and the target heat load decreases. The SONIC simulation showed the target heat load less than 6 MW/m$$^2$$ for a tungsten mono-block divertor with a ferritic steel water-cooling pipe, at the fusion power less than 2 GW. It is also showed that the impurity radiation fraction on the exhausted power can be reduced to 80% at the fusion power of 2 GW for a copper-alloy water-cooling tube.

論文

Divertor study on DEMO reactor

星野 一生; 朝倉 伸幸; 清水 勝宏; 徳永 晋介; 滝塚 知典*; 染谷 洋二; 中村 誠; 宇藤 裕康; 坂本 宜照; 飛田 健次

Plasma and Fusion Research (Internet), 9(Sp.2), p.3403070_1 - 3403070_8, 2014/06

核融合原型炉設計において、ダイバータにおける膨大な熱の制御は最も重要な課題の一つである。そのような課題解決に向けたSONICコードを用いたシミュレーション研究の進展について報告する。コード開発の面では、原型炉ダイバータシミュレーションのためにSONICコードの改良を進めると共に、国際核融合エネルギー研究センターに設置されている大型計算機に最適化することで効率よく設計研究を進めるが可能となった。改良されたSONICを用いた原型炉ダイバータの解析では、(1)原子番号の大きな希ガス不純物を用いることでダイバータ熱負荷を低減できるが、上流での放射パワーが大きくなりダイバータにおける不純物遮蔽性能の向上と炉心プラズマ性能との整合性が今後の課題となること、(2)ダイバータレッグを長くすることでダイバータ熱負荷の低減が可能であり、磁場配位を含めダイバータ形状最適化の余地があること、等が明らかになった。

論文

A Simulation study of large power handling in the divertor for a Demo reactor

朝倉 伸幸; 清水 勝宏; 星野 一生; 飛田 健次; 徳永 晋介; 滝塚 知典*

Nuclear Fusion, 53(12), p.123013_1 - 123013_15, 2013/12

 被引用回数:26 パーセンタイル:11.47(Physics, Fluids & Plasmas)

原型炉(核融合出力3GWクラス、排出熱パワーは500MW)におけるダイバータによる熱処理シナリオについて、SONICシミュレーションコードを改良し、検討を進めた。3種の不純物ガス入射により放射損失パワーを増加する手法の検討では、価数の高い不純物ほど、主プラズマ周辺部の放射損失を増加でき非接触ダイバータを発生しやすい一方、主プラズマ内での放射損失や燃料希釈が大きくなることを、不純物輸送過程を考慮し定量的に評価した。ダイバータの深さを長くした設計の検討を行い、放射損失をダイバータ部で増加できプラズマの低温化を効率よくできる一方、中性粒子からのエネルギーがストライク点に集中する可能性を指摘した。拡散係数を増加することにより、ピーク熱負荷が最も低い完全非接触ダイバータが得られることがわかり、原型炉における拡散係数の予測とその増加手法がダイバータ制御に重要であることを明らかにした。

口頭

BA原型炉における先進ダイバータ配位実現のためのインターリンク超伝導コイルの概念設計

宇藤 裕康; 朝倉 伸幸; 飛田 健次; 染谷 洋二; 坂本 宜照; 星野 一生; 中村 誠; 徳永 晋介

no journal, , 

近年、非常に大きな熱流の低減が求められる原型炉のダイバータ設計において、ダイバータ板への磁力線の連結長を増加する磁場形状「先進ダイバータ配位」(Super-X divertor等)の検討が行われている。平衡計算の結果、ダイバータ配位を形成するポロイダル磁場(PF)コイルに180MATものコイル電流を要し、プラズマ平衡の観点からダイバータ近傍、すなわちTFコイル内側に設置することにより電流値を減らすことができることが報告されている。そのため、本研究では、トロイダル磁場(TF)コイルと鎖交するように中心ソレノイド(CS)やPFコイルを現場巻きする「インターリンク超伝導コイル概念」をダイバータ用PFコイルに適用し、その概念検討を行った。本発表では、インターリンク型超伝導コイルの検討結果として導体設計を含むコイル概念に加え、電流フィーダ部分の超伝導線材の種類について交流損失を考慮した冷却構造、電磁力などの設計概略値の検討結果について報告する。

口頭

トカマク原型炉の先進ダイバータ概念設計における物理および工学要素の検討

朝倉 伸幸; 新谷 吉郎*; 星野 一生; 宇藤 裕康; 染谷 洋二; 徳永 晋介; 飛田 健次; 中村 誠; 坂本 宜照; 大野 哲靖*

no journal, , 

ダイバータ設計において、近年、平衡コイルの配置を工夫してダイバータ板への磁力線の連結長を増加する磁場形状の検討が注目され、「先進ダイバータ」と呼ばれている。非常に大きな熱流の低減が求められる原型炉のダイバータ設計への適応を考察するため、2012年の検討結果を参考に現状の技術レベルで設計可能と思われる小型化したスーパーXダイバータ(Short-SXD)について、工学課題(ダイバータカセット,中性子シールド,真空容器などの構造物の配置、およびダイバータ交換などの維持シナリオなど)を考慮したコイル配置とプラズマ平衡配位の検討を行った。1-2個のダイバータコイルをトロイダルコイル内への配置(インターリンク)した場合について検討を行い、その際のインターリンクコイル電流が20MA程度で成立可能であることを明らかにした。さらに、ダイバータカセット内に設置可能な上記のShort-SXDにおいて、非接触プラズマが通常のダイバータより効率的に得られるか検討を進めるためダイバータシミュレーションを開始した。通常と異なるダイバータや磁力線の形状における計算用のメッシュの作成及び初期結果について発表を行う。

口頭

核融合原型炉における放射性廃棄物減容化に向けた保守概念研究

染谷 洋二; 飛田 健次; 宇藤 裕康; 朝倉 伸幸; 星野 一生; 中村 誠; 坂本 宜照; 徳永 晋介

no journal, , 

核融合原型炉の定期保守時に発生する廃棄物を減らすために保守シナリオの検討を行った。交換機器であるブランケットセグメント及びダイバータの重量は、それぞれ、5,630ton(ブランケットモジュール: 1,930ton、バックプレート: 3,700ton)及び990tonである。また、ダイバータカセットの交換を1年周期、ブランケットモジュール及びその後方のバックプレートの交換頻度を3年毎とし、これらをワンススルーで処分すると仮定すると、運転開始から3年後には8,600tonの廃棄物が発生することが分かった。他方、3次元核解析の結果、廃棄物の大半を占めるバックプレートとダイバータカセットボディ(628ton)の弾き出し損傷率は約1dpa/3years及び約1dpa/yearであることを明らかにし、配管などの再溶接箇所に留意して設計を行えば、再利用できる見通しを得た。これらを再利用した場合、廃棄物を68%程度減少できることを示した。これらの評価検討に基づいて放射性廃棄物の管理シナリオを提案した。

口頭

BA活動における原型炉の課題解決に向けた設計領域の分析

坂本 宜照; 中村 誠; 飛田 健次; 宇藤 裕康; 染谷 洋二; 星野 一生; 朝倉 伸幸; 徳永 晋介

no journal, , 

これまでの小型・高出力原型炉概念では炉心プラズマと炉工学技術において比較的先進的な設計を行っているため、最近の検討からダイバータ除熱やCSコイルによる磁束供給の不足が解決困難な課題となっている。本研究ではシステムコードを用いて炉心プラズマ総合性能とラジアルビルドの関係を調べ、これらの課題の解決に向けた設計領域の分析を行った。CSコイルによる磁束供給のみでプラズマ電流の立ち上げが可能なプラズマ大半径と正味電気出力の関係のTFコイル厚さに対する依存性、またそれらのブランケットや中性子遮蔽を含む炉内機器サイズに対する依存性を明らかにした。さらに、密度を増大すると核融合出力と加熱パワーが増大するとともにシンクロトロン放射が減少するためダイバータ熱負荷が増大すること、ベータ値を増大すると核融合出力は増大するが加熱パワー減少とシンクロトロン放射減少のためダイバータ熱負荷が減少することを明らかにした。

口頭

原型炉における核融合出力制御手法の統合シミュレーション研究

徳永 晋介; 坂本 宜照; 飛田 健次; 朝倉 伸幸; 星野 一生; 染谷 洋二; 宇藤 裕康; 中村 誠

no journal, , 

発電装置であるDEMOにとって、核融合出力の目標値達成と安定制御は絶対要件と言える。核融合出力はそれぞれ異なるソース分布を持つD, T, Heの密度・温度分布が、DT核融合反応、He灰による燃料希釈、電子-イオン熱緩和など複数のメカニズムにより相互に依存して定まる間接複合制御対象である。本発表では、統合コードシミュレーションと、パワー・粒子バランス解析を用いて、原型炉炉心プラズマ分布具体像の例示、核融合出力目標値の達成・維持に必要とされる制御ロジック、および制御の各種時間スケール依存性(エネルギー・粒子閉じ込め時間、電子-イオン熱交換時間)に関する検討・解析結果を報告する。

口頭

原型炉における先進ダイバータshort super-X divertorの検討

朝倉 伸幸; 星野 一生; 宇藤 裕康; 染谷 洋二; 清水 勝宏; 新谷 吉郎*; 徳永 晋介; 飛田 健次; 大野 哲靖*

no journal, , 

ダイバータ設計において、平衡コイルの配置を工夫してダイバータ板への磁力線の連結長を増加する「先進ダイバータ」の検討が注目されている。非常に大きな熱流の低減が求められる原型炉のダイバータ設計への適応を考察するため、コイル配置とプラズマ平衡配位の検討し1-2コのインターリンクコイルを設置することで、小型化したスーパーXダイバータ設計が可能であることを示した。上記のShort-SXDについてダイバータプラズマのシミュレーションを開始した。通常と異なるダイバータや磁力線の形状における計算用メッシュの作成を行い、500MWのプラズマ熱流が周辺部に排出される条件で、アルゴンガスを入射することで放射損失パワーを92%程度まで増加することにより、完全非接触ダイバータが生成する結果が得られた。標準磁場形状のダイバータでは同条件で完全非接触ダイバータは得られなかったことから、磁場形状の工夫によるダイバータプラズマ制御の効果を示した。最大ピーク熱負荷も標準形状のダイバータと比較して10MW/m$$^{2}$$程度に低減できたが、プラズマ熱流よりも再結合プロセスが寄与するため、このプロセスのモデリング検討が重要と思われる。

口頭

核融合原型炉における放射性廃棄物のマネージメント戦略について

染谷 洋二; 飛田 健次; 近藤 正聡*; 柳原 敏*; 宇藤 裕康; 坂本 宜照; 朝倉 伸幸; 星野 一生; 中村 誠; 徳永 晋介

no journal, , 

炉内機器の交換のたびに大量の放射性廃棄物が発生する核融合原型炉では、運転開始後の比較的早期から放射性廃棄物の管理が必要となる。この影響は建屋設計や安全性にとどまらず、廃棄物の低減化まで考慮すれば、炉構造、炉内機器、遠隔保守の概念検討にも波及する課題である。本研究では、(1)廃棄物の誘導放射能、トリチウム及び残留熱の管理手法、(2)そのために求められる保守概念とホットセル及び廃棄物管理施設の機能と規模、(3)放射性廃棄物の物量評価とその減量化のためのリサイクル処理の作業フローについて検討した。廃棄物量の大半を占めるブランケットを固定するバックプレートの再利用は減容化のために有効であることが明らかになった。しかし、線量率の観点から全て遠隔機器での製作・検査が求められ、炉内に搬入する機器の品質・信頼性の低下、延いては事象・事故リスクの増加に繋がることが課題である。また、ホットセルの設計においては、遮蔽壁で区切られた多数の区画で構成して廃棄物を処理・一時保管し、残留熱除去、トリチウムや放射性ダスト回収、汚染拡大リスクの抑制、遠隔保守機器のアクセスのための空間線量率低減を考慮した。その結果、ホットセルと廃棄物一時保管の総床面積は、ITERのホットセルの約6倍程度と試算した。

口頭

BA原型炉における遠隔保守方式の評価

宇藤 裕康; 飛田 健次; 染谷 洋二; 角舘 聡; 谷川 尚; 朝倉 伸幸; 坂本 宜照; 星野 一生; 中村 誠; 徳永 晋介

no journal, , 

原型炉設計において遠隔保守方式は、炉内機器やトロイダル磁場コイルやポロイダル磁場コイルなどの超伝導コイル設計、建屋等に影響を及ぼすため、重要な課題の1つとなっている。それゆえ、遠隔保守方式は信頼性と安全なプラント運転を確保し、合理的なプラントの可用性を達成するために多くの設計要件を満たしたものでなければならない。本発表では、原型炉で想定される遠隔保守方式を(1)ブランケットの分割方法、(2)ダイバータの分割方法、(3)保守ポート位置で系統的に分類し、稼働率や超伝導コイル寸法、ダイバータ保守などの評価項目を明らかにする。また、それぞれの項目に重み付けした上で各遠隔保守方式を評価した結果について報告する。

口頭

Physics and engineering studies of the advanced divertor for a fusion reactor

朝倉 伸幸; 星野 一生; 宇藤 裕康; 新谷 吉郎*; 徳永 晋介; 清水 勝宏; 染谷 洋二; 飛田 健次; 大野 哲靖*

no journal, , 

ダイバータ設計において、平衡コイルの配置を工夫してダイバータ板への磁力線の連結長を増加する「先進ダイバータ」の検討が注目されている。非常に大きな熱流の低減が求められる原型炉のダイバータ設計への適応を考察するため、コイル配置とプラズマ平衡配位の検討し1-2個のインターリンクコイルを設置することで、小型化したスーパーXダイバータ設計が可能であることを示した。上記のShort-SXDについてダイバータプラズマのシミュレーションを行った。通常と異なるダイバータや磁力線の形状における計算用メッシュの作成を行い、500MWのプラズマ熱流が周辺部に排出される条件で、アルゴンガスを入射することで放射損失パワーを92%程度まで増加することにより、完全非接触ダイバータが生成する結果が得られた。標準磁場形状のダイバータでは同条件で完全非接触ダイバータは得られなかったことから、磁場形状の工夫によるダイバータプラズマ制御の効果をしめした。最大ピーク熱負荷も標準形状のダイバータと比較して10MW/m$$^{2}$$程度に低減できたが、プラズマ熱流よりも再結合プロセスが熱負荷として寄与するため、このプロセスの制御が重要と思われる。

口頭

原型炉における先進ダイバータshort super-X divertorの概念設計研究

朝倉 伸幸; 星野 一生; 宇藤 裕康; 新谷 吉郎*; 清水 勝宏; 徳永 晋介; 染谷 洋二; 飛田 健次; 大野 哲靖*

no journal, , 

ダイバータ設計において、平衡コイルの配置を工夫してダイバータ板への磁力線の連結長を増加する「先進ダイバータ」の検討が注目されている。非常に大きな熱流の低減が求められる原型炉のダイバータ設計への適応を考察するため、コイル配置とプラズマ平衡配位の検討し1-2個のインターリンクコイルを設置することで、小型化したスーパーXダイバータ設計が可能であることを示した。上記のShort-SXDについてダイバータプラズマのシミュレーションを行った。通常と異なるダイバータや磁力線の形状における計算用メッシュの作成を行い、500MWのプラズマ熱流が周辺部に排出される条件で、アルゴンガスを入射することで放射損失パワーを92%程度まで増加することにより、完全非接触ダイバータが生成する結果が得られた。標準磁場形状のダイバータでは同条件で完全非接触ダイバータは得られなかったことから、磁場形状の工夫によるダイバータプラズマ制御の効果をしめした。最大ピーク熱負荷も標準形状のダイバータと比較して10MW/m$$^{2}$$程度に低減できたが、プラズマ熱流よりも再結合プロセスが熱負荷として寄与するため、このプロセスの制御が重要と思われる。

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