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仲野 友英; 久保 博孝; 朝倉 伸幸; 清水 勝宏; 東島 智
プラズマ・核融合学会誌, 80(6), p.500 - 510, 2004/06
ダイバータプラズマにおいて水素イオン温度の空間分布はプラズマ及び不純物の輸送を調べる上で重要なパラメータである。本研究では、JT-60Uダイバータプラズマにおいて、リチウム様炭素イオン(CIV)の主量子数n=6-7遷移によるスペクトル線の拡がりから水素イオン温度を測定した。このような高電離高励起状態の炭素イオン(CIV n=7)が生成されるのは、励起状態の水素原子からヘリウム様炭素イオン(CV)への電荷移行過程による。これを実験結果と衝突放射モデルによる計算結果を比較することにより明らかにした。実験で得られたスペクトル線形状から、2つの温度成分が導かれた。これはダイバータ部の低温水素イオンと、主プラズマ周辺の高温水素イオンの温度を反映していると考えられる。これを定量的に理解するため、モンテカルロ法によるプラズマ輸送計算を行い実験結果と比較した。
小林 進二*; 逆井 章; 小出 芳彦; 坂本 宜照; 鎌田 裕; 波多江 仰紀; 大山 直幸; 三浦 幸俊
プラズマ・核融合学会誌, 79(10), p.1043 - 1050, 2003/10
JT-60Uでは従来より分光器とCCDカメラを組合わせた荷電交換分光(CXRS)装置を開発しており、最高16.7ミリ秒でのイオン温度・回転速度計測が行われてきた。今回開発したフィルター法を用いた装置は、中心波長の異なる3つの干渉フィルターに光電子増倍管を組合わせることによって、従来より1桁以上速い時間分解能でスペクトルを分光計測することが可能である。各干渉フィルターを透過する信号の強度比はスペクトル形状を反映しているので、Maxwell分布を仮定し、強度比をあらかじめ計算したうえで実測値と比較することにより、イオン温度・回転速度の時間変化を短時間に評価することができる。ADCのサンプリング時間は最高160マイクロ秒で、最大空間6点の同時計測が可能である。本計測装置をJT-60Uのプラズマに適用したところ、従来の装置では観測できなかった、内部崩壊及び周辺部崩壊におけるイオン温度と回転速度の急速な時間変化を0.8ミリ秒で評価することが可能となった。
秋場 真人; 石塚 悦男; 榎枝 幹男; 西谷 健夫; 小西 哲之
プラズマ・核融合学会誌, 79(9), p.929 - 934, 2003/09
原研における超臨界圧水を冷却水に用いた核融合発電プラント用ブランケットの設計,開発の現状に関するレビュー論文である。原研では超臨界圧水を用いた核融合発電プラントの概念設計を進めた結果、システムの発電効率として40%以上が得られる見通しを得た。この成果に基づき、発電プラント用ブランケットのより詳細な構造検討を実施した。まず2次元コードを用いてブランケット内の固体増殖・増倍材の温度分布を評価し、各々の充填層の厚さを決定した。これに基づいて2次元輸送コードを用いてトリチウム増殖比の評価した結果、局所で1.4以上、全体で1以上のTBRを得られる見通しを得た。さらに複雑な構造の製作手法として高温等方加圧法を採用して第一壁の模擬試験体を製作し、5000回以上の熱サイクルに耐えることを実証した。
西谷 健夫; 落合 謙太郎; 吉田 茂生*; 田中 良平*; 脇坂 雅志*; 中尾 誠*; 佐藤 聡; 山内 通則*; 堀 順一; 高橋 亮人*; et al.
プラズマ・核融合学会誌, 79(3), p.282 - 289, 2003/03
核融合炉からのスカイシャインは炉の安全の評価上重要であるが、これまでD-T中性子に対するスカイシャインの実験的評価はほとんどなかった。そこで原研の核融合中性子源FNSを用いてD-T中性子に対するスカイシャインの実験を実施した。FNS第一ターゲット室の天井のスカイシャインの実験用遮蔽ポート(1m
1m)を開放し、上空向かって中性子を打ち上げ、散乱中性子及び2次
線の分布を線源から 550mまでの範囲で測定した。中性子に対しては、He-3レムカウンタ,BF-3比例計数管、線に対しては、大形NaIシンチレータ検出器及びGe半導体検出器を使用した。測定された中性子線量分布に対し、JENDL-3.2を用いたモンテカルロ計算(MCNP-4B)と比較した結果、230mまでは、実験値とよく一致することがわかった。遠方における差異の原因としてはレムカウンターの感度のエネルギー依存性に問題があると考えている。また空中に打ち上げられた中性子を線上中性子源とみなす解析モデルは150mまでよく実験値を再現することがわかった。本実験においては、2次線による線量は、中性子による線量の1/50であり、MCNPによる計算と良く一致した。以上により、MCNPによる計算はスカイシャインによる線量を十分な精度で評価できることがわかった。
西 正孝; 山西 敏彦; 洲 亘
プラズマ・核融合学会誌, 79(3), p.290 - 298, 2003/03
日米核融合研究協力協定付属書IVの下における、トリチウム燃料システム開発に関する14年間の日米協力の成果について紹介する。本協力の前半7年間では、米国ロスアラモス国立研究所のトリチウムシステム試験施設(TSTA)の核融合炉実規模の燃料システムを日米共同運転し、総合システムとして技術を実施した。この中で原研の開発した燃料精製システムのシステム構成は、その後の同システムの基本構成となっている。本協力の後半7年間はトリチウム安全工学に関する研究を実施し、核融合炉実規模室内におけるトリチウム挙動の解明,実規模トリチウム除去設備の性能実証等の成果を得た。また、プリンストンプラズマ物理研究所のトリチウム汚染した大型トカマク(TFTR)のトリチウム汚染状況のデータを得るとともに除染技術の開発を行った。これらの成果は、ITER等の核融合炉の燃料システムの設計の基盤となっている。
