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論文

Enhancement of resistance against high energy laser pulse injection with chevron beam dump

谷塚 英一; 波多江 仰紀; Bassan, M.*; Vayakis, G.*; Walsh, M.*; 伊丹 潔

Fusion Engineering and Design, 100, p.461 - 467, 2015/11

 被引用回数:3 パーセンタイル:58.31(Nuclear Science & Technology)

This paper reports our recent developments on the laser beam dump for the Edge Thomson Scattering System in ITER. The laser-induced damage on the beam dump surface is one of the most severe issues of the beam dump development to be overcome. In order to resolve the damage issue, a new type of beam dump called the chevron beam dump was proposed recently. This paper aims to verify the key concept of the chevron beam dump design. The laser irradiation tests onto flat-mirror-molybdenum sample were carried out. It was clarified that the absorbed energy density of the laser pulses should be the correct figure of the laser-induced damage. Therefore, the concept of the chevron beam dump, that minimizes the absorbed laser energy density per unit area, was validated experimentally. It was concluded that the chevron beam dump enables us to extend its lifetime drastically relative to conventional beam dumps.

論文

Progresses in development of the ITER edge Thomson scattering system

谷塚 英一; Bassan, M.*; 波多江 仰紀; 石川 正男; 嶋田 恭彦; Vayakis, G.*; Walsh, M.*; Scannell, R.*; Huxford, R.*; Bilkova, P.*; et al.

Journal of Instrumentation (Internet), 8(12), p.C12001_1 - C12001_10, 2013/12

 被引用回数:5 パーセンタイル:63.31(Instruments & Instrumentation)

In ITER, the edge Thomson scattering system (ETS) is one of the primary diagnostic systems for measuring electron temperature and electron density profiles of edge plasma. In order to provide a high throughput of scattered light against a low throughput of neutron and $$gamma$$ ray from plasma, collection optics with a labyrinthine optical path in the port plug was designed. A combination of in-situ calibration (using two lasers with different wavelengths) and periodic calibration (using a super-continuum light source illuminating shutter rear-plate covered with a diffusive material) would provide accurate measurements in ITER against the degradation of spectral transmissivity due to the harsh radiation environment and sputtering/contamination of the first mirror. Specifications of subsystems were determined from assessments of measurement error. It was confirmed that the ETS will work in ITER with the specifications achieved by present technologies.

論文

Chevron beam dump for ITER edge Thomson scattering system

谷塚 英一; 波多江 仰紀; Vayakis, G.*; Bassan, M.*; 伊丹 潔

Review of Scientific Instruments, 84(10), p.103503_1 - 103503_6, 2013/10

 被引用回数:7 パーセンタイル:53.79(Instruments & Instrumentation)

This paper contains the design of the beam dump for the ITER Edge Thomson Scattering (ETS) System and mainly concerns its lifetime under the harsh thermal and electromagnetic loads as well as tight space allocation. The lifetime was estimated from the multi-pulse laser-induced damage threshold. In order to extend its lifetime, the structure of the beam dump was optimized. A number of bent sheets aligned parallel in the beam dump form a shape called a chevron which enables it to avoid the concentration of the incident laser pulse energy. The chevron beam dump is expected to withstand thermal loads due to nuclear heating, radiation from the plasma and numerous incident laser pulses throughout the entire ITER project. Structural analysis was also carried out in case of electromagnetic loads during a disruption. Induced stress is significantly less than the yield strength. Therefore, it is expected that the chevron beam dump will work under the ITER's environment.

論文

Port-based plasma diagnostic infrastructure on ITER

Pitcher, C. S.*; Barnsley, R.*; Bertalot, L.*; Encheva, A.*; Feder, R.*; Friconneau, J. P.*; Hu, Q.*; Levesy, B.*; Loesser, G. D.*; Lyublin, B.*; et al.

Fusion Science and Technology, 64(2), p.118 - 125, 2013/08

 被引用回数:4 パーセンタイル:56.81(Nuclear Science & Technology)

ITERにおいて計測装置を設置するための基盤構造である上部及び水平ポートプラグの共通部分に関する統合設計をまとめたものである。本設計は、ITER機構が組織した各国数名からなる設計タスクフォースにより実施され、ポートプラグの成立に必要なすべての作業を網羅したものである。検討の結果、一つのポートプラグに複数の計測装置が入る水平ポートプラグでは、計測器毎の干渉を避けると同時に保守を考慮した3から6のユニット構造を提案し、さらに発生する電磁力の低減をはかった。また、真空容器外のインタースペースやポートセルへの設置についても考慮し、ポートプラグ及び計測装置の一体化の検討を行った。会議では懸案となっている中性子遮蔽性能の改善策についても併せて報告する。

論文

Actuator and diagnostic requirements of the ITER plasma control system

Snipes, J. A.*; Beltran, D.*; Casper, T.*; Gribov, Y.*; 諫山 明彦; Lister, J.*; Simrock, S.*; Vayakis, G.*; Winter, A.*; Yang, Y.*; et al.

Fusion Engineering and Design, 87(12), p.1900 - 1906, 2012/12

 被引用回数:18 パーセンタイル:13.81(Nuclear Science & Technology)

ITERにおけるプラズマ制御システムでは約50の計測システムと約20のアクチュエータが装備される。アクチュエータとしては、磁気コイル,加熱/電流駆動装置,ガス/ペレット入射装置,真空排気装置などからなる。計測システムの制御仕様は、機器保護,基本制御,先進制御,物理研究の4つのカテゴリーに分けて規定されている。本発表では、筆頭著者らにより検討が進められているITERプラズマ制御システムの概要を述べるとともに、典型的な不安定性・摂動である垂直位置不安定性,鋸歯状振動,新古典テアリングモード,周辺局在モード,誤差磁場,抵抗性壁モード,アルヴェン固有モード,ディスラプションの制御に必要な計測システムの性能及び現在の制御システムとの整合性について報告する。

論文

Neutronic analysis of the ITER poloidal polarimeter

石川 正男; 河野 康則; 今澤 良太; 佐藤 聡; Vayakis, G.*; Bertalot, L.*; 谷塚 英一; 波多江 仰紀; 近藤 貴; 草間 義紀

Fusion Engineering and Design, 86(6-8), p.1286 - 1289, 2011/10

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

ITERにおいて日本が調達するポロイダル偏向計測装置の設計の一環として、中性子輸送モンテカルロコード(MCNP)を用いた中性子解析を行い、運転時における核発熱量を評価した。その結果、水平ポート内に設置される光学ミラーのうち、第2ミラーの核発熱量は、第1ミラーと同程度であることがわかった。これは、同一ポート内に周辺トムソン散乱計測システムやLIDARシステムが設置されることでポロイダル偏光計の光学系のスペースが制限されるために、十分な迷路構造をもった光路が確保できないことや、第2ミラーの設置位置がプラズマに近い場所に配置せざるを得ないことが原因と考えられる。一方で、水平ポート前面に設置されるブランケット遮蔽モジュールが十分な中性子遮蔽性能を有していれば、光学ミラーの核発熱量は効率的に低減できることがわかった。また、ポロイダル偏光計の光学ミラーが設置される上部ポートの上部に配置されるポロイダル磁場コイルの核発熱量を評価した。その結果、中性子遮蔽材が十分に設置された場合、コイルの核発熱量は上限値である1mW/ccに比べて2桁以上小さくなることがわかった。

論文

Nuclear technology aspects of ITER vessel-mounted diagnostics

Vayakis, G.*; Bertalot, L.*; Encheva, A.*; Walker, C.*; Brichard, B.*; Cheon, M. S.*; Chitarin, G.*; Hodgson, E.*; Ingesson, C.*; 石川 正男; et al.

Journal of Nuclear Materials, 417(1-3), p.780 - 786, 2011/10

 被引用回数:16 パーセンタイル:17.67(Materials Science, Multidisciplinary)

ITER has diagnostics with machine protection, basic and advanced plasma control, and physics roles. Several are embedded in the inner machine component region. They have reduced maintainability compared to standard diagnostics in ports. They also endure some of the highest nuclear and EM loads of any diagnostic for the longest time. They include: Magnetic diagnostics; Steady-state magnetic sensors on the outer vessel skin; Bolometer camera arrays; Microfission chambers and neutron activation stations to provide key inputs to the real-time fusion power and long-term fluence measurements; mm-wave reflectometry to measure the plasma density profile and perturbations near the core, and the plasma-wall distance and; Wiring deployed around the vessel to service magnetics, bolometry, and in-vessel instrumentation. In this paper we summarise the key technological issues for each of these diagnostics arising from the nuclear environment, recent progress and outstanding R&D for each system.

論文

Plasma boundary and first-wall diagnostics in ITER

Pitcher, C. S.*; Andrew, P.*; Barnsley, R.*; Bertalot, L.*; Counsell, G. G.*; Encheva, A.*; Feder, R. E.*; 波多江 仰紀; Johnson, D. W.*; Kim, J.*; et al.

Journal of Nuclear Materials, 415(Suppl.1), p.S1127 - S1132, 2011/08

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Materials Science, Multidisciplinary)

ITER plasma boundary and first-wall diagnostics are summarized in terms of their physical implementation and physics motivation. The challenge of extracting diagnostic signals while maintaining nuclear shielding is discussed, as well as the problems associated with high levels of erosion and redeposition.

論文

Overview of high priority ITER diagnostic systems status

Walsh, M.*; Andrew, P.*; Barnsley, R.*; Bertalot, L.*; Boivin, R.*; Bora, D.*; Bouhamou, R.*; Ciattaglia, S.*; Costley, A. E.*; Counsell, G.*; et al.

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

The ITER device is currently under construction. To fulfil its mission, it will need a set of measurement systems. These systems will have to be robust and satisfy many requirements hitherto unexplored in Tokamaks. Typically, diagnostics occupy either a removable item called a port plug, or installed inside the machine as an intricate part of the overall construction. Limited space availability has meant that many systems have to be grouped together. Installation of the diagnostic systems has to be closely planned with the overall schedule. This paper will describe some of the challenges and systems that are currently being progressed.

論文

Defining the infrared systems for ITER

Reichle, R.*; Andrew, P.*; Counsell, G.*; Drevon, J.-M.*; Encheva, A.*; Janeschitz, G.*; Johnson, D. W.*; 草間 義紀; Levesy, B.*; Martin, A.*; et al.

Review of Scientific Instruments, 81(10), p.10E135_1 - 10E135_5, 2010/10

 被引用回数:18 パーセンタイル:29.57(Instruments & Instrumentation)

ITER will have wide angle viewing systems and a divertor thermography diagnostic which shall provide infrared coverage of the divertor and large parts of the first wall surfaces with spatial and temporal resolution adequate for operational purposes and higher resolved details of the divertor and other areas for physics investigations. We propose specifications for each system such that they jointly respond to the requirements. Risk analysis driven priorities for future work concern mirror degradation, interfaces with other diagnostics, radiation damage to refractive optics, reflections and the development of calibration and measurements methods for varying optical and thermal target properties.

論文

Progress in the ITER physics basis, 7; Diagnostics

Donn$'e$, A. J. H.*; Costley, A. E.*; Barnsley, R.*; Bindslev, H.*; Boivin, R.*; Conway, G.*; Fisher, R.*; Giannella, R.*; Hartfuss, H.*; von Hellermann, M. G.*; et al.

Nuclear Fusion, 47(6), p.S337 - S384, 2007/06

 被引用回数:271 パーセンタイル:21.05(Physics, Fluids & Plasmas)

「ITER物理基盤」は、その名の通りITERプラズマの物理基盤を与えるために編纂されたレビュー論文であり、Nuclear Fusion誌の特集号として1999年に発刊された。本「ITER物理基盤の進展」は、「ITER物理基盤」発刊以降に得られた研究開発成果を纏めたレビュー論文である。そのうち、第7章は、ITERにおけるプラズマ計測について包括的に取り扱うものである。主な項目は以下の通り。(1)ITERでの計測に対する要求性能,(2)ITERに適用する計測の原理と手法,(3)ITERでの計測の実現のために必要な技術開発項目,(4)ITERトカマク装置への計測機器の統合,(5)「ITER物理基盤」で提起された主要課題の進展状況,(6)ITERにおける計測性能の評価,(7)将来の核融合炉に向けてITERで学習すべき課題。

論文

The Design and implementation of diagnostic systems on ITER

Costley, A. E.*; Walker, C. I.*; Bertalot, L.*; Barnsley, R.*; 伊丹 潔; 杉江 達夫; Vayakis, G.*

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

プラズマ対向壁とプラズマに対する測定要求を満たすために、ITER計測システムは電磁気計測,中性子計測,光学計測,マイクロ波計測,分光計測,ボロメータ計測,プローブ計測,圧力計測,ガス分析などを行う約40の異なった計測システムから構成される。本システムの各コンポーネントの多くは厳しい環境に置かれると同時に、ITERが核融合装置になるということに起因し、厳しい工学的必要条件を満たす必要がある。そのため、システムの設計と実装は大きな挑戦的開発を必要とする。これまで、広範な設計と技術開発、及び計測システムの実装技術研究が行われてきた。例えば、ミラー等の計測用コンポーネントを設置すると同時に、中性子遮蔽を行うために、ポートプラグを上部ポート及び赤道ポートに挿入する設計開発を進めてきた。本論文では、ITER計測システム設計開発の困難な点をまとめ、その解決方法を述べる。また、ITER測定要求に対する本計測システムの性能を評価する。

論文

Multiplexing thermography for International Thermonuclear Experimental Reactor divertor targets

伊丹 潔; 杉江 達夫; Vayakis, G.*; Walker, C.*

Review of Scientific Instruments, 75(10), p.4124 - 4128, 2004/10

 被引用回数:9 パーセンタイル:49.67(Instruments & Instrumentation)

多重分光方式温度測定装置の概念を用いてITERのダイバータ板温度測定装置を設計した。ダイバータ板から放射される赤外波長領域の輻射光は、耐中性子照射性を有する反射光学系により生体遮蔽外まで伝送され、分光計により波長方向の強度分布としてダイバータ板上の温度分布が計測される。複数曲面ミラー,0.2mm間隔の167チャンネル検出素子付きのツェルニー・ターナー分光計の採用により、ITERにおけるELMの熱流束測定に充分な3ミリの位置分解能及び20マイクロ秒の時間分解能が可能となった。

論文

Radiation-induced thermoelectric sensitivity in the mineral-insulated cable of magnetic diagnostic coils for ITER

西谷 健夫; Vayakis, G.*; 山内 通則*; 杉江 達夫; 近藤 貴; 四竈 樹男*; 石塚 悦男; 川島 寿人

Journal of Nuclear Materials, 329-333(Part2), p.1461 - 1465, 2004/08

 被引用回数:14 パーセンタイル:28.67(Materials Science, Multidisciplinary)

ITERではプラズマ位置制御用磁気センサーとして無機絶縁(MI)ケーブルを用いた磁気コイルを用いるが、これまでの照射試験においてMIケーブルの中心導体と外皮導体間に数Vの起電力(RIEMF)が発生することが観測されており、磁気計測に与える影響が懸念されていた。そこで磁気コイルをJMTRで照射し、照射中に磁気コイルの中心導体両端に発生する起電力を高感度電圧計で測定した。これまで懸念されていたRIEMFによる中心導体両端間の起電力は十分小さいことを確認したが、中性子フルエンスの増加とおもに熱起電力が発生する現象を観測した。この結果をITERの使用条件に外挿すると、1000秒以上の長時間運転では問題となる可能性があることを指摘した。

論文

Overview of physics basis for ITER

Mukhovatov, V.*; 嶋田 道也; Chudnovskiy, A. N.*; Costley, A. E.*; Gribov, Y.*; Federici, G.*; Kardaun, O. J. F.*; Kukushkin, A. S.*; Polevoi, A. R.*; Pustovitov, V. D.*; et al.

Plasma Physics and Controlled Fusion, 45(12), p.235 - 252, 2003/12

 被引用回数:42 パーセンタイル:19(Physics, Fluids & Plasmas)

ITERはDT燃焼によって約0.5GWの核融合エネルギーを発生する最初の磁場閉じ込め装置である。最近の2, 3年の間に得られた研究成果によって、ITERのHモード運転においてQ$$>$$10を達成できることがほぼ確実となった。それらには、三角形度を高くすることによって得られたグリーンワルド密度付近における良好なHモード閉じ込め,理論モデルに基づく炉心プラズマ閉じ込めの予測の改良,D/Tイオンとヘリウム中性粒子との弾性衝突を考慮したダイバータモデル計算によるヘリウム灰除去効率の改善,NTM(新古典テアリング・モード)のフィードバック制御による$$beta$$値の改善,ELM物理の理解の進展とELM緩和法の開発,ディスラプション緩和法の検証などがある。ITERはその機動性を用いて定常及び中間領域(ハイブリッド)運転を行うことも可能である。この論文においては、おもに誘導運転のプラズマ性能、及び定常運転のために要請される性能について議論を行う。

論文

Performance assessment of ITER-FEAT

村上 好樹*; 仙田 郁夫; Chudnovskiy, A.*; Vayakis, G.*; Polevoi, A. R.*; 嶋田 道也

プラズマ・核融合学会誌, 73(7), p.712 - 729, 2001/07

国際熱核融合実験炉ITER-FEATの性能評価を0次元的コード及び1.5次元輸送コードを用いて行った。標準的な運転シナリオを作成し、密度限界、Hモード遷移しきい値パワーを考慮して運転領域を検討した。温度分布、ピンチ効果による密度分布、不純物量、イオン加熱の割合に対するサーベイを行い閉じ込め裕度を調べた。高Q運転(Q~50)のシミュレーションを行い、パルス的に加熱パワーを加えることで短時間の自己点火運動が可能であることを示した。閉じ込め改善係数が1割改善するか、ヘリウム蓄積が低下すれば持続的な自己点火も可能である。ハイブリッド運転では規格化$$beta$$値を2.5にできれば2000秒以上の運転ができることがわかった。定常運転モードに対する初期的な解析ではH$$_{H}$$=1.5ダイバータ条件と両立する解があることがわかった。また確率論的手法によりQ=10を達成する可能性を評価し、65~90%の値を得た。

論文

Plasma diagnostics for ITER-FEAT

海老澤 克之*; Costley, A.*; Donn$'e$, A. J. H.*; Janeschitz, G.*; 河西 敏; Malaquias, A.*; Vayakis, G.*; Walker, C. I.*; 山本 新; Zavariaev, V.*

Review of Scientific Instruments, 72(1), p.545 - 550, 2001/01

 被引用回数:18 パーセンタイル:29(Instruments & Instrumentation)

ITER-FEATの運転制御、物理診断に必要な計測として、磁気、中性子、光学、輻射、分光、マイクロ波干渉、計測用中性粒子入射、圧力、静電圧等を網羅する計測系を計画している。これらは過酷な環境に耐え、高度な計測性能を満たさなければならない。特に真空容器内側に設けるセンサは高い中性子及び$$gamma$$線束、熱負荷、プラズマ周辺からの中性粒子衝撃、ほかの機器で侵食された物質の再付着を考慮する必要がある。また真空容器外側にある複雑な伝送路と計測機器は、真空境界との整合性、トリチウム閉じ込め健全性、保守等の要求を満たすものでなければならない。上記条件を踏まえ、測定技法の選定、照射実験データに基づく材料選定、ITER向けR&Dの成果をもとに工学設計を進めている。本発表は各種計測系に要求される性能、代表的な計測系を示すとともに残された課題にも触れ、ITER計測系全体の概要を紹介するものである。

口頭

Study of an erosion measurement for ITER divertor targets

伊丹 潔; 杉江 達夫; Vayakis, G.*; Walker, C.*

no journal, , 

ITERのダイバータ板の損耗量を測定するため、FMコーヒーレント・レーザー距離計の原理を用いたエロージョン計測装置を設計した。ITERにおいては12ミクロンの分解能の損耗量計測が求められているが、ダイバータ板より約20m離れた場所から計測を行うため5 E-7以上の測距精度を実現しなければならない。そのため高精度の波長可変レーザーにピエゾ駆動の2次元スキャンミラー及びダイバータ内部の曲面鏡による光学系を組合せ、スペクトル解析による信号処理方式を考案した。ダイバータ上の1点につき最高で50ミリ秒以下の時間分解能で12ミクロン分解能の測定を可能にした。

口頭

Neutronic analysis for ITER poloidal polarimeter

石川 正男; 河野 康則; 今澤 良太; 佐藤 聡; Vayakis, G.*; Bertalot, L.*; 谷塚 英一; 波多江 仰紀; 近藤 貴; 草間 義紀

no journal, , 

ITER計画において日本が調達するポロイダル偏光計測装置の光学ミラーの核発熱量を、中性子モンテカルロコード(MCNP)を用いた中性子輸送解析を行って評価した。その結果、水平ポート内に設置される光学ミラーのうち、第2ミラーの核発熱量は第1ミラーと同程度であることがわかった。これは、同一ポート内に周辺トムソン散乱計測システムやLIDARシステムが設置されることでポロイダル偏光計の光学系の設置空間が制限されるために、十分な迷路構造を持った光路が確保できないことや、ミラーのサイズを小さくするために第2ミラーの設置位置がプラズマに近い場所に配置されていることが原因と考えられる。一方で、水平ポート前面に設置されるブランケット遮蔽モジュール(BSM)が十分な中性子遮蔽性能を有していれば、光学ミラーの核発熱量は効率的に低減できることがわかった。また、上部ポート内に設置される第1ミラーの核発熱量は、BSMがあってもストリーミング中性子の影響により高くなるが、入射レーザービームの径を小さくすることで核発熱量を低減できることを示した。

口頭

ITER周辺トムソン散乱計測装置の開発の現状

波多江 仰紀; 谷塚 英一; Bassan, M.*; Vayakis, G.*; Walsh, M.*; 伊丹 潔

no journal, , 

ITERの周辺トムソン散乱計測装置の設計の最近の進展について報告する。微弱なトムソン散乱光を集光する集光光学系は、ポートプラグと呼ばれる構造体に組み込まれるが、光学性能と中性子遮蔽性能の両立を目指して集光光学系の設計を行い、計測要求(空間分解能5mm)及び停止後放射線量率の目標値(100$$mu$$Sv/h未満)を同時に満足する設計を得た。ビームダンプは、真空容器内のブランケットモジュールに組み込んで設置されレーザー光を吸収する機器であり、ITERの過酷な熱負荷・電磁力環境下で、長期間のレーザー照射に耐えうる新型ビームダンプ(シェブロン型ビームダンプ)を考案した。ダイバータプラズマから発生する背景光がトムソン散乱計測に与える影響が懸念されているが、レーザー光のパルス幅を数nsにし、測定ゲート幅を短くすることで、測定誤差が大幅に低減することが分かった。

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