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清水 友介*; 藤田 隆明*; 有本 英樹*; 仲野 友英; 星野 一生; 林 伸彦
Plasma and Fusion Research (Internet), 10(Sp.2), p.3403062_1 - 3403062_4, 2015/07
In JT-60U, it has been observed that accumulation of tungsten is enhanced with increasing the toroidal rotation in the opposite direction (CTR-rotation) to the plasma current in H-mode plasmas. Two models for convective transport, pinch due to the toroidal rotation (PHZ pinch) and the radial electric field (Er pinch) were proposed. We introduce these two pinch models into integrated transport code TOTAL, and study dependence of the tungsten accumulation on the toroidal rotation. In the high toroidal rotation velocity, we obtained the tungsten accumulation four times as large as in the low one. The model reproduces the trend observed in the experiment.
北澤 真一; 丸山 敏征; 小川 宏明; 伊丹 潔; Casal, N.*
Plasma and Fusion Research (Internet), 10(Sp.2), p.3402044_1 - 3402044_4, 2015/04
In ITER, there are 18 ports in the upper, equatorial, and lower levels, which serve various purposes such as vacuum, heating, remote handling, and diagnostics. Several diagnostics will be integrated in Lower Port #2 (LP#02): divertor equilibrium sensors, divertor shunts, divertor Rogowski coils, divertor toroidal coils, divertor neutron flux monitors, divertor impurity monitor (DIM), pressure gauges, Langmuir probes, and divertor thermocouples. The engineering aspects of integrating the components in LP#02 are within the scope of Japan Domestic Agency (JADA) procurement. The components in the LP#02 procurement package are the port plug assembly, interspace assembly, port cell assembly and tooling. This integration requires the assemblies to be manufactured as fully integrated components and external interfaces. In the current phase, JADA identified technical issues, and implemented thermal and structural analysis on within the specified design conditions.
平塚 淳一; 花田 磨砂也; 梅田 尚孝; 小島 有志; 柏木 美恵子; 渡邊 和弘; 戸張 博之; 吉田 雅史
Plasma and Fusion Research (Internet), 10(Sp.2), p.3405045_1 - 3405045_4, 2015/04
国際熱核融合実験炉(ITER)で必要な高電流密度(
200A/m
)、高エネルギー(1MeV)、長パルス時間(1時間)の負イオンビームを生成するために、電極孔位置の変位により偏向角を補正する技術を用いた負イオンと電極との直接衝突の抑制についての研究が注意深く行われてきた。偏向制御電極(SCG)の孔径14mmにおいて偏向角の非線形な依存性が現れている。この依存性からSCGの孔径と位置の変位量をそれぞれ16mm、0.7mmと決定し、ITERの原型加速器において試験を実施した。複数の電極孔のそれぞれのビームに対し加速器内の残留磁場による偏向は適切に補正され、電極熱負荷は大きく減少した。これにより加速ビーム電流は10%増加した。
丸山 孝仁; 野口 悠人; 武田 信和; 角舘 聡
Plasma and Fusion Research (Internet), 10(Sp.2), p.3405010_1 - 3405010_4, 2015/02
The ITER blanket remote handling system (BRHS), which handles blanket modules inside the vacuum vessel and will be procured by Japan Atomic Energy Agency, is required to replace 440 blanket first wall panels in two years. We employed an RBD approach in this analysis. The availability was calculated numerically by using a Monte Carlo method with the RBDs. The BRHS will replace 440 first wall panels in a 250 Gy/h 
radiation environment. Although radiation-hardened components are used in the BRHS, radiation is still the main cause of failures. The analysis considers two scenarios. One is called "initial scenario" in which spares or actions to improve availability were neither prepared nor implemented. The other is called "expected scenario" and has effective spares and actions. Availability was calculated as 41% in the initial scenario. In this case, the probability to replace all 440 first wall panels in two years was 65%. Based on these results, we applied three actions to the expected scenario to improve availability: preparing spares, optimising repair timing, and repairing cameras in the vacuum vessel. These actions shorten the time to repair. In the expected scenario, availability and completion probability improved to 49% and 99.5% respectively due to the three actions that shorten time to repair. Therefore, we concluded that the BRHS will have the availability to replace all 440 first wall panels in two years as required.
尾花 哲浩*; 高畑 一也*; 濱口 真司*; 力石 浩孝*; 今川 信作*; 三戸 利行*; 木津 要; 村上 陽之; 夏目 恭平; 吉田 清
no journal, ,
JT-60SAの中心ソレノイド(CS)は1個のクアッドパンケーキと6個のオクタパンケーキからなるモジュール4個で構成される。コイル製作プロセスと製作治具の確認のために、CSモデルコイルを製作した。本モデルコイルはクアッドパンケーキ1個で構成されている。モデルコイルの冷却試験を核融合科学研究所(NIFS)で実施した。臨界電流、ジョイント抵抗、圧力損失などを測定した。加えて、モデルコイルの自己磁場の測定をホール素子により行った。それより、磁場は20kAの電流ホールド中にわずかに変化することが見出された。その時定数は17-571秒の範囲で、短尺の直状サンプルで観測された時定数よりかなり長いことが分かった。
吉田 麻衣子
no journal, ,
核融合炉の早期実現に向けて、ITERの技術目標達成のための支援研究と原型炉に向けたITERの補完研究を行なうJT-60SAプロジェクトが、日欧の幅広いアプローチ活動のサテライトトカマク計画とわが国のトカマク国内重点化装置計画の合同計画により進められている。2019年4月のファーストプラズマに向けて、日欧協力のもと、JT-60SAの建設はスケジュール通りに進められており、真空容器等の組み立て作業が始まった。JT-60SA建設と平行して、JT-60SAの研究計画(JT-60SAリサーチプラン)の検討・策定が日欧協力により進められており、現在、40ヶ国から330名を越える研究者がこの策定活動に加わっている。また、JT-60SAリサーチプラン策定のためのプラズマ予測研究や計測器検討が精力的に進められている。
瀬戸 春樹; Breyiannis, G.*; 矢木 雅敏; Dudson, B.*; Xu, X.*
no journal, ,
二場(渦度、圧力)の簡約化MHDモデルで記述される静電抵抗性バルーニングモード乱流、熱流の動的平衡から決定される圧力分布、ポロイダル回転の効果を取り入れたイオン種の力の釣り合いを記述するポロイダルダンプ項を基にした、LH遷移の第一原理シミュレーションが近年複数の研究者グループによって報告されている。本研究では上記の枠組におけるLH遷移シミュレーションの実績がある非線形三次元MHD/乱流コードBOUT++を用いて、三場(渦度、圧力、平行ベクトルポテンシャル)の簡約化MHDモデルによるLH遷移の第一原理シミュレーションの枠組を構築した。本研究における枠組では、LH遷移は電磁抵抗性バルーニングモード乱流、熱流の動的平衡から決定される圧力分布、ポロイダルダンプ項によって記述される。発表では、三場の簡約化MHDモデルによるLH遷移の第一原理シミュレーションに向けた予備計算として非線形シミュレーションを行い、ポロイダルダンプ項が電磁抵抗性バルーニングモードの成長率に与える影響を調査した。非線形シミュレーションから、ポロイダルダンプ項は電磁抵抗性バルーニングモード不安定性を安定化することを明らかにした。
三木 一弘; 井戸村 泰宏
no journal, ,
本研究では高速粒子により駆動される測地線音響モード(EGAM)の線形成長率、実周波数のパラメータ依存を線形ジャイロ運動論方程式から導出した。bump-on-tail粒子分布をビーム粒子として模擬して、準中性条件と組み合わせてることで方程式系を閉じ、分散関係を導出した。ここで有限軌道幅効果を考慮に入れて成長率の影響を評価した。実験装置における典型的なプラズマサイズにおいては有限軌道幅効果による成長率の低減の影響は高々数%であり小さいことが分かった。この結果をfull-fジャイロ運動論シミュレーションコード(GT5D)で検証した。初期値問題を数値計算によって実施した結果、固有値計算から予測された、q値による成長モードの分岐や、装置サイズが変わる事での成長率の低減傾向が示された。次に、より一般的なビーム分布(slowing down分布)を用いてEGAMのGT5Dシミュレーションを行った。得られた成長率や振動数はDIII-Dにおける観測結果やハイブリッドコードによる成長率の評価と整合した。
