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白形 弘文
Fusion Engineering and Design, 14, p.7 - 19, 1991/00
被引用回数：1 パーセンタイル：19.91(Nuclear Science & Technology)大型トカマク装置JT-60は、プラズマ特性を改善するため改造中である。JT-60Upradeの主要パラメータ及び主要機器改造の内容について報告する。日本における次期核融合計画として2つの大型プロジェクトが計画されている。1つは原研におけるFusion Exprimental Reactor(FER) Projectであり、第2は核融合科学研におけるLarge Herical Device(LHD) Projectである。FER及びLHD両システムの設計の現状、またそれに付随する主要機器のR&Dの現状について報告する。
松崎 誼; 青柳 哲雄; 寺門 恒久; 高橋 実; 信坂 裕通*; 大森 憲一郎
Fusion Technology 1990, p.1482 - 1486, 1991/00
JT-60の大電流化改造に伴い、ポロイダル磁場コイル電源もOH電源回路の直流遮断器の撤去、Hコイル電源の増強そして制御系の改造等を行なった。とりわけサイリスタの直接ディジタル制御(DDC)部は、高速制御性を得るため大巾に改造された。新DDCシステムはホストコンピュータ(HC)とVMEバスを持つ32ビットマイクロプロセッサー(MVME)とからなる。HCは主に全系制御計算機からの指令に基づき、放電条件の設定・実行及び放電後の結果データの収集・転送を行う。一方MVMEはDDCの制御アルゴリズムを実行し、サイリスタ位相制御器へ出力する。この新DDCシステムを製作し、試験を行なった。結果は極めて良好であり、この制御の遅れ時間は0.5ms以下であった。
杉本 誠; 吉田 清; 長谷川 満*; 小泉 興一; 中嶋 秀夫; 今野 雅行*; 伊藤 郁夫*; 榊 喜善*; 保川 幸雄*; 佐々木 崇*; et al.
Fusion Technology 1990, p.1530 - 1534, 1991/00
核融合実験炉(FER)用超電導磁石システムの支持構造物の機械試験を行なった。FER用超電導磁石システムには巨大な電磁力が作用する。このため構造支持に不可欠のものであるが、炉の構造上充分な空間を確保できぬ可能性があるため、種々の検討が行われている。本発表では、トロイダルコイルのトーラス構造、シェアパネル支持およびポロイダルコイルの剛性に関する実験を行い、これらの構造支持物の健全性評価及び実機応用について考察を行なった。FERのTFコイル支持では、ウエッジ支持およびシェアパネル支持が提唱されている。これらは巨大の圧縮力、およびせん断力をうける。このためウェッジ支持部では摩擦力を有効に利用した支持法について検討を行なった。ポロイダルコイルについてはCSコイル、EFコイルの剛性評価を定量的に検討した。
Sn Demo Poloidal Coil(DPC-EX)安藤 俊就; 檜山 忠雄; 辻 博史; 高橋 良和; 西 正孝; 多田 栄介; 吉田 清; 奥野 清; 小泉 興一; 中嶋 秀夫; et al.
Fusion Technology 1990, p.243 - 247, 1991/00
トカマク型核融合炉用ポロイダル・コイルへのNbSn超電導導体の適用性を実証するために、内径1mのNbSn実証ポロイダル・コイル(DPC-EX)を製作し、実験を行なった。その結果、7T/sの変動磁界の運転に成功し目的を達成した。本実験で得られた安定性、交流損失、機械特性について本シンポジウムで紹介する。
石山 孝; 木内 清; 菱沼 章道
Fusion Technology 1990, p.443 - 447, 1991/00
ステンレス鋼は核融合炉ブランケット第一壁構造材料の有力な候補材になっているが、使用中の延性低下(靱性低下)と水環境で使用する際の照射誘起腐食(IASCC)性が大きな問題になっており、これらの抵抗性を高めた材料の開発が強く望まれている。本研究では、上記特性を向上させる目的で、相安定性を高めるために316ステンレス鋼に比べてニッケル量を増やす一方、偏析等に起因する脆化を極力抑えるために電子ビーム溶解法を採用し、不純物元素を可能な限り低めにした。さらにこれまで開発した加工熱処理法(SAR:Strained Aged and Recrystalization)を応用し、強度を高めると共に、耐照射性及び耐腐食性を向上させた。得られた新合金(Fe-18Cr-35Ni)は、当初目的をほぼ満足する性能を有することを基本性能試験で明らかにした。
加藤 崇; 多田 栄介; 檜山 忠雄; 河野 勝己; 川越 英司*; 石田 秀昭*; 吉田 純*; 上谷内 洋一*; 島本 進
Fusion Technology 1990, p.1535 - 1539, 1991/00
原研では、核融合実験炉用冷凍システムの設計を進め、合わせて、本システムに必要とされる冷凍機器の開発も行っている。本冷凍システムは、約100kW程の冷凍能力が必要とされ、これを賄う為に、夫々の能力が30kWの冷凍システム4ユニットにて構成する。また、超臨界圧ヘリウムを冷凍する超電導コイルの冷却には、極低温ヘリウムポンプを用いた冷却システムを採用した。冷凍機器開発として、10kW級膨張タービン及び、600g/s級極低温ヘリウムポンプの開発を行なった。これらの開発結果は、30kW級冷凍システム開発における技術ベースを与えるに充分のものであっ。
関 正美; 池田 佳隆; 小西 一正*; 今井 剛; 高橋 春次; 横倉 賢治; 沢畠 正之; 菅沼 和明; 佐藤 稔; 藤城 賢司*; et al.
Fusion Technology 1990, p.1060 - 1064, 1991/00
高効率の電流駆動を目指して高周波特性のよいランチャを製作するためには、導波管の薄い「仕切り板」の変形を極力抑えられる製作技術の確立が重要であった。JT-60Uの新型マルチジャンクションLHRFランチャの製作にあたっては、拡散接合を応用した製作技術を開発しその有用性をプロトタイプにて確認するとともに実機に採用した。製作されたランチャを使って高周波の性能試験を行い、位相量とパワー分配比が測定されその誤差は高帯域の周波数にわたって許容範囲内にあり、ほぼ設計値の放射スペクトルが期待され実験条件に合わせて最適のスペクトルが選択できる。大電力の高周波パワーを真空容器内に入射することによって耐電力試験を行いながら同時にランチャーのプリエーシングを順調に進め、単パルスながら入射パワーが一導波管当り~400kWまでに達した。このパワーは、実機の最大運用値の約1.6倍にもなり、電流駆動実験等において安定に大電力のパワーを入射できると期待できる。JT-60Uの高温度プラズマにて本ランチャによる電流駆動実験により、定常化トカマクへのデータベースが得られると思われる。
藤井 常幸; 小林 則幸*; 森山 伸一; 三枝 幹雄; 安納 勝人; 篠崎 信一; 寺門 正之; 木暮 重幸*; 小川 芳郎*; 若林 邦朗*; et al.
Fusion Technology 1990, Vol.1, p.1171 - 1175, 1991/00
JT-60の改造(JT-60U)に伴う、JT-60ICRF加熱装置の改造についてまとめたものである。ICRF加熱装置の主要部であるアンテナとインピーダンス整合器の改良を行なった。JT-60U用アンテナは、Hモードのようなプラズマ密度が周辺で急峻に立ち上がっている場合でも十分な結合抵抗(2
以上)が得られるように設計された。インピーダンス整合器は、大電力移相器とスタブチューナとの組合わせとし、耐電圧特性を向上させた。さらに、周波数フィードバック制御による整合回路を組合わせた。これにより、負荷のアンテナインピーダンスの速い(約3ms)変化に十分対応することができ、かつ、容易にインピーダンス整合をとることができる。これらの機器は、すでに製作され、40kV、1秒の耐電圧試験を終え、その健全性が確認されている。
