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論文

Studies of improved confinement on JFT-2M

三浦 幸俊; 相川 裕史; 星野 克道; 河西 敏; 河上 知秀; 川島 寿人; 前田 彦祐; 松田 俊明; 森 雅博; 小田島 和男; et al.

Plasma Physics and Controlled Nuclear Fusion Research 1990, Vol.1, p.325 - 333, 1991/00

JFT-2Mにおいて観測される閉込め改善モード(H-mode,Improved L-mode,Counter NB injection Pellet with H-mode)は、その実現に異なる手段を用いているが、密度分布から2つの改善モードに大別できる。1つはプラズマ周辺に急峻な密度および温度分布を持つH-modeであり、他はプラズマ中心から急な密度分布を持つ改善モードである。L/H遷移の研究から、H-modeプラズマは、プラズマ周辺ポロイダルラーマー半径程度に-150V/cmの径電場が形成されていること、およびプラズマ周辺イオンの速度分布関数が、H$$_{alpha}$$/D$$_{alpha}$$光の減少より先に起こっていることを明らかにした。Ergodic Magnetic Limiterの実験で、H-modeの不純物の増大をおさえた、定常なH-modeを実現でき、その運転領域を明らかにし、H-modeの制御性を示すことができた。

論文

ITER superconducting-magnets systems

J.R.Miller*; L.Bottura*; 小泉 興一; A.Kostenko*; J.Minervini*; N.Mitchell*; 多田 栄介; 吉田 清

IAEA-CN-53/F-3-7, 7 Pages, 1990/00

国際熱核融合実験炉(ITER)は、四ヶ国(日本、ヨーロッパ連合、米国及びソ連)共同で設計を進めている熱出力1GW級の実験炉である。本作業は、1989年当初から開始され、今年末で概念設計段階を終了する予定となっている。本件では、概念設計段階で検討した超電導コイルシステム(トロイダル及びポロイダルコイル)の基本的特性について記述する。本超電導コイルシステムは、Nb$$_{3}$$Snを用いた強制冷凍型導体で最大11.2Tを発生する16個のトロイダルコイル及び最大13.5Tを発生する8個の中心ソレノイド並びにプラズマ平衡のための6個の外側ポロイダルコイルから構成されており、通電電流値はいずれも30~40kA、使用電圧20kV、総熱負荷100kW、総冷却重量12,000tonという諸元を有している。

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