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論文

Broader Approach to fusion energy

常松 俊秀

Fusion Engineering and Design, 84(2-6), p.122 - 124, 2009/06

 被引用回数:18 パーセンタイル:78.17(Nuclear Science & Technology)

「核融合エネルギー実現の幅広いアプローチ」はITER計画を補完する活動で、原型炉への研究開発を日本と欧州の共同出資で加速する計画である。この計画には、JT-60の改造を行うサテライトトカマク計画,材料照射施設(IFMIF)の設計と試作開発を行うIFMIF工学設計・実証計画,核融合原型炉の概念設計と基盤研究を行う国際核融合エネルギーセンター計画の3つが含まれている。サテライトトカマク計画は那珂で、その他は青森県六ヶ所で実施される。

論文

ITER activities in Japan

常松 俊秀; 関 昌弘; 辻 博史; 奥野 清; 加藤 崇; 柴沼 清; 花田 磨砂也; 渡邊 和弘; 坂本 慶司; 今井 剛; et al.

Fusion Science and Technology, 42(1), p.75 - 93, 2002/07

 被引用回数:1 パーセンタイル:10.45(Nuclear Science & Technology)

ITER(国際熱核融合実験炉)工学設計活動における日本の工学技術の研究開発活動と成果について、欧州,日本,ロシア,米国の国際協力により実施されたITERの設計結果と合わせて述べる。ITERを構成する主要機器のうち、超伝導コイル,真空容器,高熱流束プラズマ対向機器,中性粒子入射装置,大電力のミリ波を発生するジャイロトロン等について、ITER実機に外挿可能な規模のモデル試験体を開発・製作・試験するプロセスを通じてITERに必要な新技術が開発された。日本で得られた主な成果は、13T, 640MJのニオブ・スズを用いた超伝導コイル技術,高さ15m,横幅9mの真空容器技術,20MW/m$$^{2}$$の熱流束を処理できるCuCrZr製の冷却管技術,31mA/cm$$^{2}$$の電流密度を有する負イオン源技術と1MeVのイオン加速器技術及び1MWの出力機能を有するジャイロトロン技術である。

論文

Safety design concepts for ITER-tritium facility; Toward construction in Japan

大平 茂; 多田 栄介; 羽田 一彦; 閨谷 譲; 丸尾 毅; 橋本 正義*; 荒木 隆夫*; 野元 一宏*; 鶴 大悟; 石田 敏勝*; et al.

Fusion Science and Technology, 41(3), p.642 - 646, 2002/05

ITER日本建設のため準備されている安全規制の枠組みに関し、科学技術庁の技術顧問会は「ITER施設の安全確保の基本的な考え方の確立について」に、その技術的見地からの考え方を示した。この報告書では、ITERにおける安全確保の目標を、一般公衆と作業従事者を放射性物質による放射線障害から守ることとしている。そのために、核融合反応の受動的終息性や、低い崩壊熱密度等の、ITER施設の安全上の特徴を考慮して、安全設計と安全評価における技術的要件としての基本的な安全性の原則及びアプローチを定めた。すなわち、上記の目標を達成するため、平常運転時におけるALARAの原則の履行,放射性物質を内蔵する機器の構造健全性の確保による事故の防止を行い、コンファインメント施設を設けることで万が一の事故時でも環境中への放射性物質放出を抑制し公衆の過度の放射線被ばくを防止する。ここでは日本における安全性の原則,考え方,技術基準に基づくトリチウムの安全設計概念等について述べる。

論文

Linear evolution of plasma equilibrium in tokamaks

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:15.23(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。

論文

ITER工学設計

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。

論文

国際熱核融合実験炉(ITER)の最終設計報告書がネット公開されました

常松 俊秀

プラズマ・核融合学会誌, 77(12), P. 1250, 2001/12

ITER工学設計活動は、工学設計,工学技術開発及び部分モデルの試作を行い、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。このITER工学設計活動の完了をうけて、国際共同でとりまとめられた「最終報告書」及び、設計作業の集大成とも言うべき「最終設計報告書」が、このほどネット上で公開された。ITERの概要紹介に加え、所定のホームページから最終設計報告書がダウンロードできることを、プラズマ核融合学会員に紹介,情報提供する。

論文

Safety activities in JAERI related to ITER

大平 茂; 多田 栄介; 羽田 一彦; 閨谷 譲; 丸尾 毅; 橋本 正義*; 荒木 隆夫*; 野元 一宏*; 鶴 大悟; 石田 敏勝*; et al.

Fusion Engineering and Design, 54(3-4), p.515 - 522, 2001/04

 被引用回数:3 パーセンタイル:28.03(Nuclear Science & Technology)

原研で開始されている、ITERの安全設計検討、建設のための設計の具体化、設計基準の整備のための検討の現状及びITERの安全に関するR&Dについて概説する。ITERの安全設計と技術的に考慮すべき要件の検討の過程で考慮されるべき重要な要素として、固有の安全性及び高いレベルの受動的安全性があげられる。これらの安全上の特徴により、基本的に異常の事故への拡大は特別の対処なしに防止可能であり、気密性を持った一次閉じ込め系とこれを取り囲むコンファイメント施設とによりITERの安全確保が可能であることについて述べる。ITERに特徴的な機器の構造設計基準や日本への立地の際に必要とされる免震設計の基準確立のための委員会における検討状況や、原研において進められている、トリチウム閉じ込め、免震構造設計、ICE/LOVA事象等にかかわるITERの安全性に関するR&Dについても報告する。

論文

Simulation studies of plasma initiation and disruption in JT-60U

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。

論文

Effect of seismic isolation on the tokamak in ITER

常松 俊秀; 難波 治之*; 圷 陽一; 大川 慶直; 薬研地 彰; 武田 正紀*; 矢島 健作*; 新田 義雄*; 小林 健一*; 前田 郁生*; et al.

Fusion Engineering and Design, 41(1-4), p.415 - 420, 1998/09

 被引用回数:3 パーセンタイル:32.94(Nuclear Science & Technology)

ITERトカマクは運転時の熱応力と重力支持並びに耐ディスラプション支持のために従来の大型機器に比べて柔構造になっており、現在の設計は0.2Gの地震力に対する設計がなされている。この設計をさらに大きな地震が想定されるサイトに建設した場合のオプションとして免震の採用が提案されており、本論文では建屋、トカマクを含めた振動解析モデルを使い免震を導入した時のトカマクへの地震力の影響を解析し、その結果から免震採用時の技術的課題を摘出している。

論文

Fusion reactor safety; Issues and perspective

稲辺 輝雄; 関 昌弘; 常松 俊秀

Fusion Engineering and Design, 42, p.7 - 12, 1998/00

 被引用回数:4 パーセンタイル:39.76(Nuclear Science & Technology)

核融合炉の認許可に耐え得る安全性を確保する観点から、測定される安全原則、安全要件、信頼性確保のための問題点及び必要なR&Dを述べる。安全確保のための基本原則としては、深層防護とALARAの原則が核融合炉の場合にも不可欠と考えられ、特に深層防護の概念に基づく核融合炉のための具体策を例示する。また、同概念に基づく設計の妥当性を確認するための安全解析上の留意点を示す。さらに、使用する材料の信頼性と実証性のあるデータベース、適切な構造設計基準、供用中検査への設計上の配慮、安全解析で仮定する機器の性能や被ばく評価にかかわるソースタームの担保、解析コードの検証等の重要性を指摘し、核融合実験炉ITERの工学設計活動を中心として国際的に進展中のR&D活動に言及する。また、低放射化材料の廃棄物にもたらす優位性を概説し、今後の展望を示す。

論文

Optimization of plasma initiation in the ITER tokamak

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:32.94(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。

論文

Dynamic analysis of the tokamak support system in ITER

田戸 茂*; 喜多村 和憲*; 伊藤 裕*; 小泉 興一; 多田 栄介; 常松 俊秀

Fusion Engineering and Design, 41, p.421 - 429, 1998/00

 被引用回数:3 パーセンタイル:32.94(Nuclear Science & Technology)

ITERトカマク及び支持構造の設計では、温度変化に伴う変位や電磁力などの複合荷重を考慮する必要があることから、従来の大型構造物と比べ、地震荷重などの水平方向荷重に対する剛性がかなり低いものとなっている。ここでは、水平方向の標準設計地震波に対するトカマク本体部の動的応答解析を行った。トカマク本体部の固有振動数は約2cycle/secとなり、SL2相当の水平方向地震荷重に対する最大応答変位としては、マグネット/真空容器間の相対変位として約14mmとなることが示された。

論文

Pipe support across isolated and seismic structure in ITER

橋本 正義*; 常松 俊秀; 大川 慶直; 深津 誠一*; 成瀬 日出夫; 山田 博幸; 笹本 哲三; 小林 博栄*; 渋鍬 賢一*; 村野 佳大*; et al.

Fusion Engineering and Design, 41, p.407 - 414, 1998/00

 被引用回数:2 パーセンタイル:25.2(Nuclear Science & Technology)

ITERの工学設計では強い地震力に対応するためにトカマクピット部に部分的な免震構造を採用することが検討されている。この場合、免震構造部分と耐震構造部分との渡り配管等には大きな相対変位と地震慣性力が働くために、その構造健全性を確保する必要がある。この論文では配管等の構造成立性を解析と特殊な支持装置の採用により実現できることを示した。

論文

3-D electromagnetic transient characteristics of in-vessel components in tokamak reactor

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。

論文

Structural analysis of blanket system and vacuum vessel for international thermonuclear experimental reactor (ITER)

喜多村 和憲*; 小泉 興一; 高津 英幸; 伊藤 裕*; 中平 昌隆; 多田 栄介; 常松 俊秀

Fusion Technology 1996, 0, p.1403 - 1406, 1997/00

国際熱核融合炉(ITER)のブランケット及び真空容器の支持構造系のプラズマ崩壊時の電磁力下における機械的挙動の把握と健全性評価を目的に3次元FEM構造解析を行い、自重、電磁力、熱荷重等の負荷時における各部の構造健全性を評価した。その結果、真空容器及びブランケット支持構造系の大部分の部位は使用材料(SS316)の許容応力内であったが、インボード及びアウトボード後壁下部については、板圧増加等の補強、もしくはプラズマ崩壊時のVDE荷重の見直しが必要であることが分かった。

論文

Approximation of eddy currents in three dimensional structures by toroidally symmetric models,and plasma control issues

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:34.82(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。

報告書

Optimizing voltage wave forms of poloidal field coils at the plasma breakdown

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

JAERI-Tech-96-016.pdf:0.75MB

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。

論文

Mechanism of vertical displacement events in JT-60U disruptive discharges

中村 幸治; 芳野 隆治; 閨谷 譲; 常松 俊秀; 安積 正史; N.Pomphrey*; S.C.Jardin*

Nuclear Fusion, 36(5), p.643 - 656, 1996/00

 被引用回数:37 パーセンタイル:75.45(Physics, Fluids & Plasmas)

JT-60Uディスラプション放電において観測されているプラズマが急速に垂直移動する現象(VDE)について、その発生機構をトカマクシミュレーションコード(TSC)を用いて調べ。プラズマ電流の急速なクエンチが上下非対称形状の真空容器にやはり上下非対称な分布を持つ渦電流を誘起し、これがプラズマの垂直方向変位を加速すること、また同時にこの渦電流が磁場の曲率指数を低下させ、大きな成長率を持つ位置不安定性を引き起こすことが分かった。ITERやDIII-DなどJT-60Uと比較して楕円度が大きいトカマクでは、プラズマ電流クエンチによる急激な位置不安定性を原因とするVDEが問題となること、一方、真空容器とプラズマとの垂直方向の相対位置に関して、VDEが発生しない中立点が存在することをシミュレーションを通じて明らかにした。

報告書

DPS(Deformable Plasma Simulation)コードの開発

仙田 郁夫*; 荘司 昭朗; 西尾 敏; 常松 俊秀; 西野 徹*; 藤枝 浩文*

JAERI-Data/Code 95-010, 32 Pages, 1995/08

JAERI-Data-Code-95-010.pdf:1.02MB

マイナーディスラプション等、比較的大きな擾乱がプラズマに加わった時の、プラズマ位置・形状制御を模擬する計算コードを開発した。本コードでは、プロイダル磁場コイル及び渦電流の作る磁場を考慮し、プラズマの運動と伴に、プラズマ形状の変化を時間的に追うことができる。本コードは、線形化されたプラズマの運動方程式の解法と、グラッド-シャフラノフ方程式を解く平衡計算を組み合わせたものである。まず、数学的な定式化及びその計算方法を解説し、つづいてコードの使用法について説明を加える。また、ITER工学設計活動において、本コードを用いて得られたマイナーディスラプション時のプラズマ位置制御シミュレーションの例をいくつか示す。

報告書

Feasibility study of first wall electrical connector

喜多村 和憲*; 高津 英幸; 小泉 興一; 常松 俊秀

JAERI-Tech 95-032, 17 Pages, 1995/05

JAERI-Tech-95-032.pdf:0.73MB

核融合炉ブランケットに作用するプラズマ崩壊時の電磁力低減対策として、第一壁を電気接続する構造概念の実用性について検討した。適用した構造概念は、電気接続部を銅合金からなる薄板多層板で構成し、隣接する第一壁間にボルトとキーで固定する構造である。検討は電気接続部のプラズマ熱負荷、ジュール発熱に関する熱的検討、強大な電磁力に耐える機械的剛性およびブランケット匡体の熱膨張吸収のための柔軟性等を検討し、上記問題点を満足する電気接続部構造の最適設計領域を求めた。また、設計可能領域を満たす薄板多層板の第一壁電気接続構造を提案した。その結果、熱的、機械強度的および製作的に満足する構造であるも、設計可能領域が狭く、ブランケット匡体の製作精度の信頼性を考慮すると、今後さらに詳細な最適化検討が必要であると判断された。

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