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石川 正男; 西谷 健夫; 草間 義紀; 助川 篤彦; 武智 学; 篠原 孝司; Krasilnikov, V. A.*; Kaschuck, Y.*; 笹尾 真実子*; 磯部 光孝*; et al.
Plasma and Fusion Research (Internet), 2, p.019_1 - 019_11, 2007/05
燃焼プラズマでは、核融合反応により発生した高エネルギーの
粒子による自己加熱がプラズマの全加熱パワーの大半を担う。したがって、この高エネルギー粒子の閉じ込め特性、また不安定性の励起やそれとの相互作用を調べることは燃焼プラズマの維持において非常に重要な課題である。JT-60ではこのような高エネルギー粒子のプラズマ中での振る舞いを調べるために、中性子発生分布計測,高速中性粒子計測の開発を行ってきた。中性子発生分布計測の開発では、中性子と
線との弁別が可能なスチルベン中性子検出器を導入するとともに、散乱中性子の影響を中性子輸送コードであるMCNPを用いて評価することで、中性子の発生分布を計測している。また、高速中性粒子計測の開発においては、中性粒子スペクトロメータとして多くの利点を有するダイヤモンド検出器を導入し、中性子や線などのノイズを低減させるための放射線シールドを設置することで、有意な中性粒子計測を行っている。これらの計測を用いて行った、負イオン源中性粒子ビーム入射を利用したアルヴェン固有モード(AE)実験では、ALEと呼ばれる大振幅のバーストモードが発生したとき、モードとの共鳴条件を満たす高エネルギーイオンの径方向輸送を初めて測定し、世界のAEによる高エネルギーイオンの輸送研究をリードしている。
川島 寿人; 清水 勝宏; 滝塚 知典; 櫻井 真治; 仲野 友英; 朝倉 伸幸; 小関 隆久
Plasma and Fusion Research (Internet), 1(6), p.031_1 - 031_13, 2006/06
トカマク装置におけるダイバータプラズマの性能を予測し、熱・粒子制御性の向上を計るためのSOL/ダイバータコードの開発を進め、JT-60実験の解析やトカマク国内重点化装置(NCT)のダイバータ設計検討のシミュレーションを実施した。本コードは、(1)中性粒子や不純物粒子の挙動をモンテカルロ(MC)法で計算し、物理機構を高精度で模擬、(2)MCノイズ低減化により、他に類のない細密メッシュでの計算を可能とし、接触/非接触プラズマ状態の変化に対応、(3)高速処理化(従来の10倍以上)によりパラメータサーベイが可能、などの特徴を持つ。JT-60のMARFE解析では、実験結果を再現する低温高密度状態が得られ、X点付近に集中する放射損失は化学スパッタリングによる炭素不純物の深い侵入が支配的要因であることを示唆した。一方、NCTのダイバータ設計に関する物理検討では、シミュレーションにより、排気口幅やストライク点位置に依存した粒子排気特性を明らかにし、形状や運転シナリオの最適化に貢献した。これらの結果を講演で発表する。
佐藤 聡; Verzirov, Y. M.; 落合 謙太郎; 西谷 健夫
プラズマ・核融合学会誌, 82(5), p.306 - 315, 2006/05
ITERテストブランケット(TBM)の開発に向けてDT中性子を用いた中性子工学実験を行っている。最近の成果として、多層構造モックアップ及びペブル充填層核特性研究に関して報告する。多層構造モックアップ核特性実験から、モンテカルロコードによるトリチウム生成率計算結果の実験結果に対する比(C/E)は、0.87
1.11と評価できた。C/Eの平均値は1.02であり、非常に高精度に、トリチウム生成量を予測できることがわかった。ペブル充填層核特性研究では、ペブル充填層の核特性実験に加えて、ペブル充填層をペブルとボイドによる均質化したモデルと、個々のペブルを忠実にモデル化した非均質モデルに関してモンテカルロ計算を行い、計算手法に関する研究を併せて行った。非均質モデルによるC/Eは、境界部を除くと、0.921.03であった。均質モデルによる計算では、非均質モデルと比較して、トリチウム生成率が減少した。リチウム6同位体の濃縮度が増加すると、均質モデルと非均質モデルによる結果の違いが増加し、濃縮度が90%の場合、均質モデルによる結果は約5%減少することがわかった。TBMのトリチウム増殖率において、5%の減少は多大なる影響であり、今後の核設計において非均質モデルによる評価が必要であることを明らかにした。
関 孝義; 花田 磨砂也; 戸張 博之; 井上 多加志; 高戸 直之*; 水野 貴敏*; 畑山 明聖*; 柏木 美恵子; 谷口 正樹; 渡邊 和弘; et al.
no journal, ,
セシウム添加型負イオン源において、負イオンビーム強度分布の非一様性の原因の一つと考えられるフィルタ強度とビーム強度分布との相関関係について調べた。その結果、フィルタ強度を下げることによって、ビーム強度を低減することなく、ビーム強度の長手方向分布の偏差を27%から13%まで低減できることがわかった。
鈴木 優; 櫻井 真治; 芝間 祐介; 松川 誠; 玉井 広史; 小田 泰嗣*; 清水 克佑*
no journal, ,
NCTでは高ベータプラズマのMHD安定性及び垂直位置安定性向上のため、真空容器内のプラズマ直近に安定化板を設置する。そのため、安定化板にはディスラプション等の電磁力に対する十分な強度とプラズマ入熱に対する除熱性能を有した設計が要求される。同時に、運転中やベーキング時の熱伸びを吸収し、容器内コイルや冷却配管等との空間取り合いを考慮した配置設計が必要となる。これらの設計条件を考慮して、安定化板の構造検討を行った。安定化板は、構造強度と一周抵抗確保の両面から、内外壁の板厚を10mmとした二重壁構造を採用した。安定化板の支持構造には、運転中のプラズマ対向面を300
C程度に保持する高温運転条件下での熱変位吸収に有利なクランク支持方式を採用した。クランク支持部の形状・寸法は、プラズマ電流5MAにおける移動ディスラプションと想定されるハロー電流電磁力を考慮して決定した。これによって、真空容器からトラス等の支持脚を設ける従来の支持方式に比べ、空間取り合い及び組立性の観点からも有利な構造となった。さらに、窒素ガスを二重壁間の伝熱媒体とする高温壁運転の採用により、従来の水冷却,窒素ガスベーキング方式に対し、加熱・冷却システムの簡素化が図れた。これらの検討の結果、NCTの運転条件を満足するプラズマ安定化板の構造を設計することができた。
末岡 通治; 川俣 陽一; 栗原 研一
no journal, ,
JT-60では、実験放電中の情報の一つとして、プラズマ断面形状の実時間再構築による動画CGとプラズマ可視テレビ映像を大型ディスプレイで放映している。今回、それら二画面を合成し、さらに磁場揺動信号を音声として加えた一画面情報を記録・保存・配信する「JT-60プラズマ映像データベースシステム」を開発した。本システムは、走査線数縮小処理(ダウンコンバート)
映像音声合成MPEG2画像圧縮(7MB/60秒放電)データベース化WEB登録要求に応じて配信、の流れを自動的に実行するシステムである。本ポスター講演では、本システムの設計・制作にかかわる詳細とシステムの稼動結果について報告する。
飛田 健次
no journal, ,
球状トカマク炉は、ARIES-STの設計例に見られるように20mに及ぶその高さが特徴的であり、現在のコンパクトな球状トカマク実験装置と比べて巨大である。従来のトカマク炉設計と同等の除熱技術に依存する限り、球状トカマク炉が巨大になることは自明であり、コンパクトな炉を目指すのであれば超高熱負荷をハンドルするブランケット技術の開発が不可欠になる。球状トカマクのような低アスペクト比領域には、高楕円度での安定性,高ベータ限界といった炉心プラズマに関連したメリットに加えて、磁気エネルギーの大幅低下によるトロイダル磁場コイルの軽量化,高稼働率を実現しうるセクター一括引き抜き保守方式との整合など炉設計上の大きなメリットがある。将来のトカマク炉は必然的に高ベータ化による経済性向上を目指すと考えてよく、球状トカマク研究は、当面、従来のトカマク研究ではカバーできない高ベータ領域の知見先取りの役割を果たしうる。特に、新古典テアリングモード及び抵抗性壁モードの抑制による定常高ベータ領域へのアクセスの研究は将来のトカマク炉の開発路線(低アスペクト比化)を判断するうえで不可欠である。高ベータプラズマに対する不安要因の一つは、高エネルギー粒子起因のMHDモード(高エネルギー粒子モード)の出現である。高エネルギー粒子モードはMAST, NSTXでしばしば観測されており、このような高エネルギー粒子研究は、高ベータトカマク炉におけるアルファ粒子挙動を予見する役割を担いうる。
杉本 誠; 喜多村 和憲; 濱田 一弥; 中嶋 秀夫; 奥野 清
no journal, ,
ITERトロイダル磁場(TF)コイルの主要構成機器であるコイル巻線及びコイル構造物の調達準備として、巻線製作のスキームを具体化する検討を行っている。コイル巻線は、巻線後熱処理した導体をラジアル・プレートに収納し、これを積層し含浸する。これらのプロセスに必要な加工装置を検討した。さらに本プロセスの後、コイル巻線とコイル容器を一体化する工程で必要な加工装置と巻線支持治具の詳細検討を行い、巻線・コイル容器の一体化手法を具体化した。これら一連の巻線調達スキームを検討した結果、製作スケジュールや工場内レイアウトを明確にし、コイル調達準備として実施すべき試作項目を明らかにした。本件では、これらの成果を発表する。
土屋 勝彦; 木津 要; 安藤 俊就*; 高橋 弘行*; 松川 誠; 玉井 広史; 三浦 幸俊
no journal, ,
最近の定常高ベータ装置(トカマク国内重点化装置)の設計においては、高ベータプラズマ制御に重要とされるプラズマ形状のパラメータをより広く振れるように、プラズマ平衡磁場コイルを7つに増加するなどの改良が施されている。本講演では、本装置における超伝導コイルの設計に関する現状について、詳細に報告する。特に、トロイダル磁場(TF)コイルに関しては、従来設計の応力変位解析によって蓄積した知見に基づき、構造の最適化を行った。この新たな構造について応力変位解析を行った結果、コイル支持構造物に関して、最大の電磁力を受けるプラズマ消滅時においても、「最大変位10mm以下,最大応力547MPa以下」という設計条件を満たすことを確認した。また、超伝導性能の劣化をもたらす、コイル巻線部に生じる応力や歪みについても上記と同じ電磁力荷重条件にて評価した結果、巻線部全体にわたって-0.03から+0.07%程度であった。この時、ウェッジ部における横圧縮力は、最大経験磁場において40MPa以下であった。これらの値は、想定しているTFコイル導体の運転電流値に対して影響を及ぼさない程度であることがわかった。以上の結果より、本装置のTFコイルについて十分な強度を持つ支持構造を得ることができたといえる。
Parchamy, H.*; Peterson, B. J.*; 木島 滋; 芦川 直子*
no journal, ,
JT-60Uトカマクにおいて、黒化処理した金薄膜(厚さ2.5ミクロン,有効面積9cm
7cm)を用いた準接線方向に視野を持つ赤外イメージングボロメータによる放射損失測定が開始された。赤外カメラの時間分解能は30Hzである。薄膜の不均一は今後の較正実験によって補正が可能である。また従来は8ビットの画像信号しか得られなかったが、今回14ビットのディジタル信号が取れるよう改良を行い、さらに磁気シールド及び中性子と線に対するシールドを強化した。前回の測定ではディスラプション時に最大の主プラズマからの放射が観測できた。赤外カメラの画像から放射強度の2次元分布など放射損失の多様な側面を示す情報が得られる。発表ではプラズマからの放射によって熱せられた薄膜の黒体輻射強度分布データを既存の抵抗型ボロメータの信号と比較して紹介する。なお、この研究の一部は科研費の支援(課題番号16560729と16082207)により実施されている。
Al素線とケーブル・イン・コンジット導体の臨界電流に対する引張り・圧縮歪みの影響木津 要; 安藤 俊就*; 奥野 清; 小泉 徳潔; 島田 勝弘; 妹尾 和威*; 高畑 一也*; 玉井 広史; 土屋 勝彦; 西村 新*; et al.
no journal, ,
トカマク国内重点化装置トロイダル磁場コイルの候補線材であるニオブアルミ(NbAl)素線とケーブル・イン・コンジット(CIC)導体の引張り・圧縮歪みによる臨界電流(Ic)の変化を測定することを目的に、コイルばね状に成形したベリリウム銅製サンプルホルダー,ホルダーの外表面に取り付けられる超伝導サンプル、及びこれらのサンプルに低温中で連続的に異なる歪みを印加し、Ic特性を取得できる新たな実験装置を製作した。サンプルは、サンプルホルダーの外表面にNbAl素線を取り付けたもの(素線サンプル)と、NbAl素線2本,銅線1本をステンレス鋼製のコンジットに入れたCIC導体をサンプルホルダーに取り付けたもの(CICサンプル)を製作した。これより素線サンプルは-0.88%+0.15%の、CICサンプルは-0.91%+0.26%の歪み領域のIcの測定に成功し、NbAlの歪みによるIcの減少がニオブスズより小さいことを確認した。また、素線サンプルとCICサンプルの臨界電流密度(Jc)の比較よりCICサンプルの歪みによるJcの減少は素線サンプルより緩やかであるという結果が得られた。これはCIC導体中の素線の歪みの緩和を示唆しており、導体中の素線が撚られていることに起因すると推察される。
佐藤 和義; 閨谷 譲; 丸尾 毅; 向井 悟*; 内田 正治*; 惣万 芳人*
no journal, ,
ITER施設の一次冷却水は、核融合反応により生じる構造物や冷却水等からの誘導放射線及び中性子の減速過程で生じる放射線によって放射線分解される。この際生じる分解生成物は配管の腐食等に寄与する恐れがあるため、この種類や量を評価し、必要に応じて生成物を除去する水処理施設を適切に選定する必要がある。このため、配管材料の健全性を評価するために核分裂軽水炉のコード(WREC)を用いて一次冷却水の放射線分解生成物の発生量や濃度の変化を求めた。その結果、配管腐食に寄与する恐れのある酸素濃度は、軽水炉(PWR)の管理値より十分に低い値を示しており、設計条件を満たす水質管理を達成することにより、水の分解生成物による配管腐食への影響は小さいと考えられる。
戸塚 俊之; 坂田 信也; 射場 克幸*
no journal, ,
JT-60のマン・マシンインターフェイスである各操作状態表示画面は、UNIX標準ライブラリのX-windowで構築され、JT-60サイト内のネットワークに接続されたワークステーション(WS)等からもデータの参照が可能となっており、ローカルなオープンシステムを構成している。一方、他の研究機関や大学からの実験参加を目的に遠隔サイトからデータ参照だけではなく、放電条件などの実験の内容にかかわる情報の転送が必要となっている。そこでセキュリティー上、利点の多いITBL(IT Based Laboratory)を介した遠隔条件設定,運転状態表示の試験を行った。本報告では、ITBLを利用した遠隔システムの詳細仕様と試験結果、及びより高速化のためのJavaを利用したWebベース遠隔システムの製作状況について報告する。
波多江 仰紀; 中塚 正大*; 吉田 英次*; 内藤 磨
no journal, ,
トムソン散乱は、プラズマの電子温度・密度を測定する計測方法であり、燃焼プラズマの最も重要な診断手法の一つである。核融合炉では、装置が大型かつ複雑になり、また放射線照射に常時さらされるため、トムソン散乱測定系の構成にさまざまな制約が課せられる。この制約を満たし燃焼プラズマ計測のために必須とされているのがレーダーの原理を応用したLIDAR(LIght Detection And Ranging)トムソン散乱法(以下、LIDARと略す)である。一般にLIDARではレーザー入射と観測用のポートは1つで十分であり、多くの計測ポートを占有しない利点がある。国際熱核融合実験炉(ITER)のコアプラズマ計測においてもLIDARが検討されているが、空間分解能は10cm程度が限界であり、輸送障壁などの研究を行うには今後より高い空間分解能のLIDARが必要と考えられている。本研究では、最新のレーザー技術に着目し、LIDARを用いた燃焼プラズマの温度・密度の高空間・高時間分解診断システムの検討を進めている。測定性能としては、空間分解能1cm程度,測定周期100ms以下,電子温度測定領域100eV40keV,密度測定範囲310
310
m
を目標として設計を行った。
戸張 博之; 関 孝義; 花田 磨砂也; 井上 多加志; 柏木 美恵子; 谷口 正樹; 大楽 正幸; 渡邊 和弘; 坂本 慶司
no journal, ,
大型水素負イオン源における負イオンビームの一様性改善実験を行っている。今回、セシウム添加時の負イオンビーム強度分布を調べたところ、その強度はセシウム非添加時の約4倍に増大した。また、セシウム非添加時には高速電子の局在化により負イオンの消滅反応が促進され、ビームの一様性が低下していたのに対し、セシウム添加時には、高速電子はおもに中性粒子の電離,解離に寄与し、負イオンビームの非一様性の要因はソースプラズマ及び水素原子の局所的な密度上昇であることを示唆する結果を得た。
玉井 広史; トカマク国内重点化装置設計検討チーム
no journal, ,
トカマク国内重点化装置(NCT)は、核融合炉の早期実現を目指して原型炉で要求される経済性・環境適合性の改善に必要な研究を主目的とするとともに、ITERのサテライト装置としてITERの運転シナリオの最適化と物理課題の理解等の支援研究を実施することも想定して、設計を進めている。本講演は、NCTが目標とする定常高ベータ化の観点から評価・検討した、高い自発電流割合を持つ高ベータ非誘導完全電流駆動プラズマを無衝突,低
*領域で実現するためのシナリオについて発表するとともに、高いプラズマ性能を担保するために最適化した超伝導磁場コイル,真空容器、及びプラズマ対向壁等,主要機器の工学設計の現状を紹介する。
篠原 孝司
no journal, ,
核融合反応で生成される高速イオンのアルファ粒子と主プラズマとの相互作用によりMHDモードが発生する可能性がある。発生した高速イオン起因のMHDモードは高速イオンと相互作用しやすく高速イオンの輸送を助長し、その結果、プラズマ中心部の加熱あるいは電流駆動効率の低下や、損失イオンが壁にダメージを与えることなどの悪影響を引き起こす可能性がある。このように高速イオン起因のMHDモードとこれによる高速イオン輸送機構等はプラズマの燃焼性能に影響すると予想されるため、その解明がITERや炉に向けた重要な研究課題となっている。本講演ではJT-60Uでのこれまでの研究から明らかになったことと課題を発表することで、シンポジウムの話題を提供する。
井上 多加志; 柏木 美恵子; 谷口 正樹; 大楽 正幸; 花田 磨砂也; 渡邊 和弘; 坂本 慶司
no journal, ,
ITERに向けた真空絶縁型MeV級加速器の開発においては、1MV高電圧の真空絶縁技術確立に引き続き、大電流密度負イオンのMeV級エネルギーへの加速試験を行っている。これまでに、負イオン電流密度146A/m
(負イオン電流0.206A),ビームエネルギー836keVのビームを加速するに至っている(パルス幅0.2秒)。格子状33配列の引き出し孔9個から発生したビームは、3m下流でも各ビームレットが容易に識別できるほど平行性が良い。発光強度から求めたビームレット発散角は5mradであり、ITERで要求される発散角をMeV級高パワービームで満足できることを確認した。さらに、上記最大ビーム電流,最小発散角が観測された加速条件におけるパービアンス(P=I
-/Vacc
)はITER定格条件(1MeV, 200A/m)とほぼ同じであり、加速光学系設計の妥当性が示された。
井上 多加志
no journal, ,
原型炉用NBIは、従来以上の高エネルギー(1MeV),高出力加熱・電流駆動の機能を期待されるとともに、(1)1年程度に渡る連続運転,(2)低保守頻度(年1回以下),(3)耐放射線性,(4)高システム効率(50%以上)、といった性能が要求される。本講演では、ITER NBI工学R&Dと設計の合理的な外挿上に原型炉用NBIを想定し、その実現に必要なR&D項目の抽出を行う。具体的には、低保守頻度・連続運転のためにはフィラメントレスの高周波駆動負イオン源が有力であること、また高効率静電加速器が1.5MeV程度まで適用可能なことを示す。さらに、放射線環境下での運転のために、大面積ビームを集束して周辺部に追加遮蔽を設置する設計案、並びに近年開発が進んできた半導体レーザーを利用したレーザー中性化セルの概念設計についても議論する。
He-D核反応による線の測定と燃焼プラズマ診断への応用久保田 直義; 落合 謙太郎; 谷池 晃*; 北村 晃*
no journal, ,
D-T燃焼プラズマ中で生成したアルファー粒子のエネルギーと粒子密度を測定する手法の構築のために、He-D核反応による即発線測定の利用を実験的に検討している。現在までタンデム加速器による25MeVのアルファー粒子ビームを使ったHe-D核反応による線放出スペクトルとその放出率の基礎データ測定を実施している。神戸大学タンデムペレトロン型加速器(5SDH-2)で2から5MeVまでのアルファー粒子ビームを最大0.5
Aで重水素化ポリエチレンに照射し、線測定用ゲルマニウム半導体検出器(HpGe,検出効率25%)によって放出粒子のエネルギースペクトルを測定した。またバックグラウンドによる線を極力低減するため、線検出器の側面に10cm厚の鉛ブロックを配置した。関心領域であるHe+D+
Liによる即発線(2.186MeV)に相当するピークを検出したが、他の即発線スペクトルとの弁別が厳しく、今後線遮蔽のさらなる考慮が必要である。また、3.1MeVに
C(d,p)による線と考えられる光電ピークが測定されている。これは高エネルギーアルファー粒子によるノックオン重水素原子がポリエチレン中の炭素に衝突して生成されたものと考えられる。
