Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
浦野 創
Nuclear Fusion, 53(2), P. 020403_1, 2013/03
被引用回数：0 パーセンタイル：1.09(Physics, Fluids & Plasmas)2011年のNuclear Fusion Award受賞講演を行う。本賞はNuclear Fusion誌の論文中で掲載から2年間の論文引用数などをもとに、編集委員からその年における最優秀論文を選抜される賞である。該当論文「H. Urano, et al, Dimensionless parameter dependence of H-mode pedestal width using hydrogen and deuterium plasmas in JT-60U, Nucl. Fusion, 48, 045008 (2008)」は、高閉じ込めモード(Hモード)周辺輸送障壁幅の無次元パラメータ依存性を異なる燃料核種の導入によって解明した研究である。現在のITERでの標準運転モードの周辺輸送障壁幅の予測にも使われている。
近藤 浩夫; 古川 智弘; 平川 康; 金村 卓治; 井田 瑞穂; 渡辺 一慶; 中村 和幸; 堀池 寛*; 山岡 信夫*; 松下 出*; et al.
Proceedings of 24th IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2012) (CD-ROM), 8 Pages, 2013/03
核融合原型炉の早期実現に向けた幅広いアプローチ(BA)活動の1つである、IFMIF/EVEDA(核融合炉材料照射施設の工学実証・工学設計活動)の枠組みで開発が進められているIFMIF/EVEDAリチウム試験ループ(リチウム保有量約5000
(2.5トン)、最大流量3000/min(試験部: 20m/s))は、2011年2月末に初期基本性能を確認し建設を完了した。初期基本性能確認試験では、所期の基本性能を満足することを確認し、最終的には試験部であるターゲットアッセンブリに最高流速のおよそ1/4である5m/sでの流動試験を実施した。その結果、リチウム流が安定に流れることを確認した。
佐藤 聡; 落合 謙太郎; 今野 力; 諸田 秀嗣*; Nasif, H.*; 田中 政信*; Polunovskiy, E.*; Loughlin, M.*
Proceedings of 24th IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2012) (CD-ROM), 8 Pages, 2013/03
ITERのNB設計がITER建家に対する核規制値及び許認可に従っていることを保証するために、最新のITERのNBシステムに対する詳細な核解析が必要である。2009年から、モンテカルロコードMCNPを用いて、約50m
35m20mのトカマク建家及び建家の外側の敷地を含めたITERのNBシステムに対して、さまざまな核解析を行っている。CADデータからMCNPの形状入力データに自動変換させるGEOMITコードを改良することにより、NBのCADデータからMCNPの形状入力データを作成することに成功した。DT運転中及び運転停止後の実効線量率、放射化したNB機器を運搬するためのキャスクの遮蔽解析等を行った。詳細な計算結果を、本学会にて発表する。
染谷 洋二; 飛田 健次; 宇藤 裕康; 星野 一生; 朝倉 伸幸; 中村 誠; 谷川 尚; 榎枝 幹男; 谷川 博康; 中道 勝; et al.
Proceedings of 24th IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2012) (CD-ROM), 8 Pages, 2013/03
核融合原型炉水冷却ブランケットの製作性向上を目指して、混合ペブル増殖材料概念に着目して設計研究を行い、トリチウムの自給自足性を充たしていることを示した。他方、核融合炉ブランケットは電磁力対策及びメンテナンスのためにモジュール化が必要になる。この際に各モジュール間のギャップには、トリチウム増殖領域を確保できないことからTBR値の減少が懸念されるが、各モジュールを3次元モデルで詳細に評価した結果、3cm程度までのギャップ幅ならば、ギャップ内での中性子散乱の寄与によってTBR値は減少しないことがわかった。このことは、ブランケットの保守を容易にするとともに計測装置のアクセス性の改善を示している。次に核融合の健全性の観点から、ブランケットモジュール内の配管破断に対応するために筐体厚さが重要になってくる。現行の原型炉ブランケット概念の筐体厚さは22mmであり、冷却配管が破断した際の蒸気圧8MPaに対する耐圧性を期待できない。本論文では、TBRと筐体厚さのトレードオフ関係を定量化し、ブランケットの健全性に関して議論する。
逆井 章; 正木 圭; 芝間 祐介; 櫻井 真治; 林 孝夫; 中村 誠俊; 尾崎 豪嗣; 横山 堅二; 関 洋治; 柴沼 清; et al.
Proceedings of 24th IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2012) (CD-ROM), 8 Pages, 2013/03
原子力機構では、幅広いアプローチ(BA)活動の一環として、日欧共同でサテライトトカマク装置JT-60SA(JT-60の改修装置)の建設を実施している。JT-60SA真空容器は断面形状がD型のドーナツ状の高真空を維持する容器で、直径10 m,高さ6.6 mである。トカマク装置であるJT-60SAでは真空容器内に電磁誘導でプラズマ電流を発生させる必要があるため一周抵抗を上げ、かつ運転時の電磁力に耐える強度を得るために、二重壁構造を採用した。この二重壁構造の真空容器はリブ板を介して内壁板と外壁板が溶接接続され、インボードの直線部は20度単位、アウトボードは10度単位で製作される。非常に溶着量が多い溶接となるため、溶接変形が技術課題となる。これを解決するため、最適な3つの溶接方法による自動溶接を選択し、溶接変形を低減した。現在、40度セクター3体が完成し、4体目の現地溶接組立を実施中である。下側ダイバータ用として、遠隔保守が可能なダイバータカセットを設計、開発し、実機を製作している。ダイバータカセットは10度単位で製作され、この上に設置される内側と外側ダイバータターゲット及びドームのプラズマ対向機器はモジュール化されている。外側ダイバータの一部に設置される、15MW/m
の高熱負荷に耐えるモノブロックターゲットの製作に対応するため、受入試験としてサーモグラフィー試験の技術開発を行っている。
松永 剛; 岡林 典男*; 相羽 信行; Boedo, J. A.*; Ferron, J. R.*; Hanson, J. M.*; Hao, G. Z.*; Heidbrink, W. W.*; Holcomb, C. T.*; In, Y.*; et al.
Proceedings of 24th IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2012) (CD-ROM), 8 Pages, 2013/03
In the wall-stabilized high-
plasmas in JT-60U and DIII-D, interactions between energetic particle (EP) driven modes and MHD modes such as edge localized modes (ELMs) have been observed. The ELM triggering by EP driven modes (EPdMs) occurs when the repetition frequency of the EPdMs is higher than that of the ELM. The EPdMs have strong waveform distortion that is composed of higher toroidal harmonics. In particular, EP behavior seems to be sensitive to the waveform distortion, thus, waveform distortion can rapidly increase EP transport to edge. According to statistical analysis, the ELM triggering by the EPdMs infrequently occurs just after the ELM crash. Transported EPs by the EPdMs are thought to contribute to change the edge stability.
Bruzzone, P.*; Stepanov, B.*; Wesche, R.*; Mitchell, N.*; Devred, A.*; 布谷 嘉彦; Tronza, V.*; Kim, K.*; Boutboul, T.*; Martovetsky, N.*; et al.
Proceedings of 24th IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2012) (CD-ROM), 8 Pages, 2013/03
ITER超伝導導体の実規模サンプルの性能試験をスイスのSULTAN試験装置を用いて2007年より行ってきている。試験は導体開発における各フェーズ、すなわち、設計段階,製作プロセス決定段階,大量生産確立段階、及び大量生産中において性能試験を実施することがITER機構と各極が結んだ導体調達の取り決めにおいて定められている。NbTiを用いた導体では、導体断面内での最高磁場部で代表される磁場で整理すると、導体の超伝導性能はNbTi素線の性能から予想される性能と等しいことがわかった。一方、Nb
Snを用いた導体では、素線フィラメントの損傷に起因する不可逆な性能劣化が、サンプル電流の上げ下げによるサイクリック試験において広く認められた。導体の常伝導転移の急峻さを示すn値に着目すると、不可逆な性能低下に伴いNbTiと異なりNbSnは素線のn値から大きく低下していることもわかった。SULTAN試験装置における性能評価の結果と特徴をまとめる。
林 伸彦; 相羽 信行; 滝塚 知典*; 大山 直幸
Proceedings of 24th IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2012) (CD-ROM), 8 Pages, 2013/03
The reduction of ELM energy loss by the pellet injection for ELM pacing has been studied by an integrated code TOPICS-IB. It is found that the energy loss can be reduced by a small pellet injected from the low-field-side (LFS), which penetrates deeply into the pedestal and triggers high-n ballooning modes with localized eigenfunctions near the pedestal top, where n is the toroidal mode number. On the other hand, a small pellet injected from the high-field-side triggers lower-n modes with wide eigenfunctions before the pellet penetrates deeply into the pedestal, resulting in a large energy loss. The dependence of energy loss on the pellet injection timing in one cycle of natural ELM is studied. Early injection reduces the energy loss because the high magnetic shear prevents the onset of lower-n modes, but leads to the reduction of target pedestal pressure and the enlargement of pellet size to trigger the ELM. On the other hand, the late injection induces a large energy loss comparable to the natural ELM. Therefore, the LFS pellet injection to the pedestal plasma equivalent to that at the middle timing in the natural ELM cycle is found to be suitable for ELM pacing. With these suitable conditions, the ELM pacing with the reduced energy loss is successfully demonstrated in simulations, in which the core density increase due to additional particle fueling by the pacing pellet can be compensated by reducing the gas puff and enhancing the divertor pumping.
井手 俊介; 相羽 信行; Bolzonella, T.*; Challis, C. D.*; 藤田 隆明; Giruzzi, G.*; Joffrin, E.*; 濱松 清隆; 林 伸彦; 本多 充; et al.
Proceedings of 24th IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2012) (CD-ROM), 8 Pages, 2013/03
Assessment of capabilities in controlling key plasma parameters to access and sustain a high normalized pressure plasma in JT-60SA has been carried out using predictive simulations with emphasis on controllability with actuators, including not only heating and current drive but also fueling and pumping system. It is confirmed that the safety factor profile, which is believed to play an important role for confinement improvement, can be prepared appropriately at the plasma current ramp-up phase in a wide extent within capability of the installed ECRF system. At the flat-top of a high pressure and high bootstrap current plasma, it is also confirmed that the installed NB system can modify the safety factor profile and the confinement property within the planned capabilities. It is confirmed that impurity seeding in the SOL and the divertor region can maintain the heat flux within the divertor heat tolerance keeping the separatrix density level acceptable.
Giruzzi, G.*; Garcia, J.*; 林 伸彦; Schneider, M.*; Artaud, J. F.*; Baruzzo, M.*; Bolzonella, T.*; Farina, D.*; Figini, L.*; 藤田 隆明; et al.
Proceedings of 24th IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2012) (CD-ROM), 8 Pages, 2013/03
A coordinated Japan-EU modelling activity has started in order to provide predictive simulations of the main JT-60SA scenarios. The first results of this activity are discussed in this paper. This includes: (1) the critical comparison and benchmark of Japanese and EU H and CD codes, in particular of NBI codes for the complex injector configuration of the JT-60SA machine; (2) the validation of the main models and simulation framework used in both Japanese and EU integrated modelling suites of codes, based on selected reference discharges of JT-60U and JET, representing the main scenarios (H-mode, hybrid, advanced); (3) predictive modelling of JT-60SA scenario, using the 0.5-D code METIS.
中嶋 秀夫; 辺見 努; 井口 将秀; 名原 啓博; 松井 邦浩; 千田 豊; 梶谷 秀樹; 高野 克敏; 礒野 高明; 小泉 徳潔; et al.
Proceedings of 24th IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2012) (CD-ROM), 8 Pages, 2013/03
ITER機構及び6国内機関(中国,欧州,日本,韓国,ロシア,米国)は、協力してITERマグネット・システムを製作している。日本,ロシア,中国,韓国は既に実機の超伝導導体の製作を実施している。TFコイル用のラジアルプレートの製作では、欧州及び日本で品質検証が終了し、実機施策の準備が整った。日本は1/3サイズの試作ダミー巻線を実機大ダミー巻線試作の前に実施し、製作方法を検証した。欧州では、実機製作に必要な治具類の準備とその性能検証が進行中である。また、日本は、2個の実機大TF構造物を試作し、製作方法の最適化と工業化を実施した。コレクション・コイルの製作進捗はTFコイル同様に順調であり、巻線治具等の準備はほとんど終了し、品質検証が開始された。その他のマグネットにおいても、2020年の初期プラズマ点火達成に向けて、順調に製作が進んでいる。
本多 充; 林 伸彦; 滝塚 知典*; 吉田 麻衣子; 藤田 隆明
Proceedings of 24th IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2012) (CD-ROM), 8 Pages, 2013/03
A toroidal momentum solver has been derived for the 1.5D integrated transport code TOPICS from the equation of motion. A novel scheme that can uniquely determine the radial electric field Er without iterative calculations has also been modeled based on the neoclassical transport theory. The combination of TOPICS and OFMC enables us to predict the evolution of not only the density, temperature and safety factor but also the toroidal momentum and 
. The framework developed has been tested against experiments and showed the predictive capability of toroidal rotation profile. Several time-dependent simulations in which toroidal rotation and play a important role have been carried out, showing that the turbulence suppression due to the steep Er gradient is of crucial importance in the formation of transport barriers and the direction of toroidal rotation significantly alters the confinement via the change in .
白石 淳也; 相羽 信行; 宮戸 直亮; 矢木 雅敏
Proceedings of 24th IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2012) (CD-ROM), 8 Pages, 2013/03
磁気流体力学(MHD: Magnetohydrodynamics)平衡におけるトロイダル回転の遠心力効果を考慮することにより、MHD安定性における回転の効果を自己無撞着に取り入れた。抵抗性壁モード(RWM: Resistive Wall Mode)の安定性に対する回転の効果を解析するため、新しいコードを開発した。真空領域と抵抗性壁における電磁気学的な問題を解くモジュールRWMaCを開発し、回転プラズマにおける線形理想MHDダイナミクスを記述するFrieman-Rotenberg方程式を解くMINERVAコードに組み込んだ。MINERVA/RWMaCにより、トロイダル回転によるMHD平衡の変化が、RWMの成長率を減少させることを初めて示した。加えて、トロイダル回転が線形ダイナミクスにのみ影響を与える場合には安定化窓が存在しない場合でも、平衡の変化により安定化窓が現れることを示した。回転は、平衡の圧力,電流密度,質量密度を変化させ、回転の効果を含むポテンシャルエネルギーを変化させる。
高橋 幸司; 梶原 健; 小田 靖久; 小林 則幸*; 坂本 慶司; 大森 俊道*; Henderson, M.*
Proceedings of 24th IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2012) (CD-ROM), 8 Pages, 2013/03
プラズマ電流の方向に対し順/逆・両方向に20
40
のトロイダル入射角度可変で20MWのミリ波パワー入射を可能とし、さらに、耐熱性,耐電磁力,中性子遮蔽性能が要求されるこれまでに例のない大規模のITER用ECランチャーの設計やその要素機器開発を進めた。3ユニット存在するミリ波伝送部の設計では、導波管伝送機器と空間伝送を組合せた構造とすることで低コスト化を図った。可動入射ミラーの最大熱負荷及び空間伝送領域の伝送効率は、それぞれ2.1MW/m
、98.499%となり、熱負荷低減効果は1/3程度、伝送効率の影響は1%以下とすることに成功した。遮蔽ブランケットの設計も進め、製作性や耐熱性,電磁力低減などを考慮した設計を確立した。それらの設計を保証するための熱・構造解析や電磁力解析、冷却水の流動解析など実施し、ECランチャー全体の基本設計を確立した。その設計に基づき、ECランチャーモックアップなどの製作を進め、設計の整合性を確認するための大電力伝送実験を実施し、設計通りのミリ波ビーム放射を確認し、現設計の有効性を実証した。また、実機相当の真空窓モックアップや可動ミラー駆動機構の性能評価試験も実施し、ITERの運転で使用できる見通しを得た。
関 洋治; 江里 幸一郎; 鈴木 哲; 横山 堅二; 毛利 憲介; 榎枝 幹男
Proceedings of 24th IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2012) (CD-ROM), 8 Pages, 2013/03
日本が調達するITERダイバータの外側ターゲットの一環として、プラズマ対向ユニット及び支持構造体の実規模プロトタイプの製作が開始された。高熱負荷対向材量と冷却管の接合において、接合技術の改良と品質検査システムの改造を実施し、接合の成功率の向上に成功した。原子力機構は、特に、赤外サーモグラフィ非破壊試験装置の改良により接合の欠陥検知が迅速となり、製造工程に欠陥情報を的確にフィードバックすることにより、品質管理の問題を解決した。本報では、ダイバータ機器の栄作に対する技術課題と品質課題に対する近年の取り組みに関して報告する。
若井 栄一; Kim, B. J.; 野澤 貴史; 菊地 孝行; 平野 美智子*; 木村 晃彦*; 笠田 竜太*; 横峯 健彦*; 吉田 崇英*; 野上 修平*; et al.
Proceedings of 24th IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2012) (CD-ROM), 6 Pages, 2013/03
Recent progress of small specimen test technique and the engineering design and engineering validation tests of high flux test module (HFTM) for the IFMIF test cell is mainly summarized and evaluated in the IFMIF/EVEDA (Engineering validation and engineering design activities) projects under Broader Approach Agreement between EURATOM and Japan. Effects of specimen size on mechanical properties such as impact properties and ductile-to-brittle transition temperature are known to occur in ferritic/martensitic steels, and some parts of them have been prepared in the guideline and standard of mechanical tests by ASTM-international and ISO. However, our research of ferritic/martensitic steel F82H showed that it did not match with our data, i.e., master curve method for fracture in ductile-to-brittle transition behaviour of F82H steel. Accordingly, we need to modify and develop these standards for the tests including small size specimens of fusion materials in IFMIF. Also, some designs were prepared in the design of HFTM.
浦野 創; 滝塚 知典*; 菊池 満; 仲野 友英; 藤田 隆明; 大山 直幸; 鎌田 裕; 林 伸彦; JT-60チーム
Proceedings of 24th IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2012) (CD-ROM), 8 Pages, 2013/01
JT-60Uにおいて軽水素・重水素Hモードプラズマのエネルギー閉じ込め特性を調べた。重水素のエネルギー閉じ込め時間は軽水素のそれより約1.2-1.3倍長いことがわかった。プラズマ熱エネルギーを一定にした比較を行った場合、密度・温度分布が両者で一致したが、一方で軽水素時には高パワー入力を要した。そのときの軽水素のイオンの熱伝導流束は重水素時の約2倍であった。したがって、軽水素のイオン熱拡散係数も同様に約2倍に増加した。重水素のイオン温度勾配特性長は軽水素時と比較して約1.2倍程度短くなることを示した。
宇藤 裕康; 染谷 洋二; 飛田 健次; 朝倉 伸幸; 星野 一生; 中村 誠
Proceedings of 24th IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2012) (CD-ROM), 8 Pages, 2012/10
セクター遠隔保守方式は、放射線に比較的強い機器で遠隔保守シナリオを構想できるため、運転後の炉内が高線量率になる原型炉以降の核融合炉の有力な遠隔保守方式と考えられており、原型炉設計においてその技術課題の評価が進められている。本研究では、このセクター保守方式を保守ポートの数や引抜き方向に基づいて3つのパターンに類型化し、それぞれの方式の技術課題及び設計課題を分析することにより、トロイダル磁場コイルにかかる巨大な転倒力の支持方法、及び炉内移動方法が工学的成立性にかかわる重要な設計項目であることを明らかにした。また、炉運転停止後の崩壊熱、誘導放射能、炉内機器からのトリチウム放出に着目し、従前の研究では欠落していた安全性に配慮した保守シナリオの指針を明らかにした。本発表では、遠隔保守研究で明らかとなったセクター保守方式の工学的成立性にかかわる重要な設計項目を報告する。
Bierwage, A.; 相羽 信行; 篠原 孝司; 藤堂 泰*; Deng, W.*; 石川 正男; 松永 剛; 矢木 雅敏
Proceedings of 24th IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2012) (CD-ROM), 8 Pages, 2012/10
Energetic particle mode (EPM) dynamics are simulated using a global nonlinear hybrid code (MEGA). The scenario considered is based on JT-60U shot E039672, just before the onset of a so-called Abrupt Large Event (ALE). The simulation model is gradually extended towards a more realistic representation of the JT-60U plasma, including realistic geometry, realistic pressure, and realistic fast ion distributions. It is found that the mode structure and frequency of the EPM is very robust and can be reproduced by simple models. In contrast, accurate prediction of the growth rate, fluctuation amplitude and fast ion transport may require realistic models. The progress made - in particular, the use of realistic geometry and a realistic fast ion distribution computed by an orbit-following Monte-Carlo code - constitutes an important step forward towards predictive simulations and integrated modelling of energetic particle dynamics in burning plasmas, such as in ITER and DEMO.
石澤 明宏*; 前山 伸也; 渡邉 智彦*; 洲鎌 英雄*; 中島 徳嘉*
Proceedings of 24th IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2012) (CD-ROM), 8 Pages, 2012/10
Turbulent transport due to kinetic ballooning modes (KBMs) in high-beta toroidal plasmas is investigated by means of an electromagnetic gyrokinetic model and a newly developed electromagnetic hybrid model consisting of the gyrokinetic equation for ions and fluid equations for electrons. Full gyrokinetic simulation results for Cyclone base case tokamak with = 2% and 
= 0 are quickly and accurately reproduced by the hybrid simulation. Agreement between the hybrid and full kinetic simulations is confirmed on detailed transport mechanisms: electrostatic heat and particle fluxes and electromagnetic heat and particle pinches for ions and electrons. The numerical solutions satisfy the entropy balance equation, and entropy variable is transferred from ions to electrons through electromagnetic perturbation. The hybrid model enables us to simulate KBM turbulence in high-beta Large Helical Device (LHD) plasmas, for which full gyrokinetic simulation is difficult because of large computational cost. The critical beta of KBM in the standard LHD plasma is about 1.5% (1%) for = 0 ( = 3).
