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宇藤 裕康; 高瀬 治彦; 坂本 宜照; 飛田 健次; 日渡 良爾; 森 一雄; 工藤 辰哉; 染谷 洋二; 朝倉 伸幸
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トカマク型原型炉においてバナナ型セグメントによる増殖ブランケットの保守交換を行う場合、プラズマ位置安定性に寄与する導体シェルはトロイダル方向に分割する必要があり(TFコイル本数の3倍:現設計では48分割)、単純にセグメント間に切れ目を入れた短冊構造の導体シェルでは垂直位置安定性は大きく低下する。そのため、増殖ブランケット後方に鞍型構造やループ型構造の導体シェル形状により位置安定性の改善が必要である。本研究では、位置安定性と保守交換を両立する導体シェルを含む炉内機器構造の設計指針を明らかにするため、実形状の導体シェルおよび電磁構造物を考慮した3次元モデルに制御コイル等を含めた解析により、導体シェル形状等の設計パラメータの異なる構造モデルの制御コイルパワーと外乱時の最大変位量の評価を行った。解析の結果、各導体シェル構造モデルとも制御コイルパワー10MW以下、最大変位量10cm以下となっており、導体シェル形状、電気伝導率、保守用垂直ポートの有無の違いによる差は10%程度であることが明らかになった。発表ではこれらの検討結果を踏まえた導体シェルと遠隔保守概念設計との課題について報告する。
井戸村 泰宏
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full-fジャイロ運動論コードによって断熱的電子モデルのイオン温度勾配駆動(ITG)乱流と運動論的電子モデルのイオン温度勾配駆動捕捉電子モード(ITG-TEM)乱流の減衰乱流シミュレーションを行った。どちらの計算でも線形臨界温度勾配を上回る非線形臨界温度勾配を確認し、これを維持する乱流安定化機構を調べた。この結果、ITG乱流における帯状流とは異なり、ITG-TEM乱流では波状の電子密度分布が形成され、力のバランス関係に従って、強いシア率をもった径電場が形成されることがわかった。
河合 智賀; 井戸村 泰宏; 前山 伸也*; 小川 雄一*
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磁化プラズマ乱流における流れの構造形成と自己組織化の関連を検討するため、電子乱流のエネルギースペクトル構造をジャイロ運動論的シミュレーションによって評価した。プラズマ密度や電子とイオンの温度比によって反磁性回転に起因する波の分散が変わり帯状流の構造形成の有無に影響すること、また乱流の飽和振幅の大小に依存して自己組織化によるエネルギーの逆カスケードのほか変調不安定性のような直接相互作用から帯状流が形成される過程が見られることが確認された。これらの結果より、電子乱流の構造がプラズマの巨視的パラメータによって大きく変化することを明らかにした。
名原 啓博; 諏訪 友音; 尾関 秀将; 櫻井 武尊; 梶谷 秀樹; 井口 将秀; 辺見 努; 布谷 嘉彦; 礒野 高明; 松井 邦浩; et al.
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ITERの中心ソレノイド(CS)に用いる超伝導導体は、全て日本が製作する。2015年10月末の時点で、長さ613mの導体を4本、918mの導体を16本製作した。これは導体全量の40%に相当し、今後2年で残り60%を製作する。日本が製作した導体を用いてCSを製作するのは米国の担当であり、順次、導体を米国に輸送している。製作した超伝導導体の性能は、スイスの試験装置と日本の試験装置で調べており、いずれもCSに要求される性能を十分な裕度で満たしていることを確認した。
武智 学; 松永 剛; 笹島 唯之; 柳生 純一; 川俣 陽一; 栗原 研一; 中村 一男*
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JT-60SAの磁気計測用センサーとして、プラズマ形状/位置制御用磁気プローブ、ワンターンループ、各種ロゴスキーコイル、反磁性ループ、MHD診断用磁気プローブ及びRWM制御用磁気プローブ等の製作を行っている。これまでに真空容器電流計測用ロゴスキーコイル、ハロー電流計測用ロゴスキーコイル及びセラミックにタングステンをメタライズした構造の新型ATプローブが完成した。新型ATプローブはMHD診断及びRWM制御用に用いられる。振動試験及び鎖交面積測定等を行い、仕様を満たすことを確認した。また、設置時の工程の短縮、及び故障時の交換を容易にするため、センサーと信号伝達用MIケーブル及びMIケーブル同士の接続をコネクタ構造としたが、特に高い耐電圧の必要な反磁性ループ等の接続箱について試験及び改良を行った。本講演では各センサーの構造、試験結果等の詳細について紹介する。
岡野 文範; JT-60SAチーム
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日本原子力研究開発機構は、ITERを支援・補完する超伝導核融合実験装置(JT-60SA)の組立を2013年1月から那珂核融合研究所で開始した。JT-60SAの組立は、クライオスタットベースに続いて、ポロイダルコイル(EFコイル)の仮設置を行い、2014年夏から真空容器の組立を開始し、現在、真空容器340
が完成した状況にある。JT-60SAの真空容器は、直径約10m、高さ約6.6mのドーナッツ状で重量が150トン、材質が低コバルトステンレス鋼(SUS-316L)で、放射線防護の遮へい水と真空容器内壁表面の脱ガス処理のため200C窒素ガスを流すため板厚18mmの二重構造である。真空容器は10分割(40セクター7体、30セクター2体、20セクター1体)で製作され、真空容器各セクターは変形を防止するため拘束治具で固定されている。真空容器の組立は、真空容器セクター端面(内壁、外壁)を溶接することで一体化する。溶接の方法は、真空容器の製作誤差と溶接時の熱変位を吸収するため、真空容器端面同士を直接溶接する方法と真空容器端面の間にスプライスプレート(ステンレスの板)を介して接続する方法が用いられた。40セクター3体、40セクター2体と30セクター1体で120ブロック1体と110ブロック2体を作り、3体のブロックを接続することで340が完成させた。これらの組立作業では、レーザートラッカーを駆使して、絶対座標により定めた組立基準位置を目標に高精度で組み立てを行った。
井上 多加志; 草間 義紀; 杉本 誠; 奥野 清; 中嶋 秀夫
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現在ITERは、サイトである南仏サンポール・レ・デュランスにおいて建屋の建設が急ピッチで進められており、並行して、参加7極ではITERの核となる機器の設計・製作が進展している。TFコイル実機用導体の日本分担分の製作は既に完了した。TFコイル、CSコイル導体についても実機製作に着手している。中性粒子入射装置(NB)では、実機の製作に先立って伊・パドバにNB実機試験施設(NBTF)を建設し、実機と同等の電源、NB装置を持ち込んで試験を行う計画である。日本は1MV直流高電圧の絶縁技術が必要な電源高電圧部、HVブッシングの調達を担当しており、2015年10月に高電圧電源の第一陣を船積みし、一路イタリアに向けて出航させた。本講演では、日本が調達する電子サイクロトロン加熱装置の水平ランチャー、ブランケット遠隔保守装置、計測機器(ポロイダル偏光計、周辺トムソン散乱計測装置、ダイバータ不純物モニタ、ダイバータ赤外サーモグラフィ等)、ダイバータ外側ターゲット、テストブランケットモジュール(TBM)の設計、R&D、及び調達について概要を報告する。
宮田 良明; 鈴木 隆博; 浦野 創; 武智 学; 井手 俊介
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トカマク型核融合装置におけるプラズマ平衡制御では、プラズマ形状再構築システムが磁気センサーやポロイダル磁場コイルなどの磁気計測器の計測値からプラズマ諸量を同定し、同定したプラズマ諸量を目標値に近付けるように平衡制御コントローラがフィードバック制御手法でアクチュエータを操作する。今回、JT-60SAにおいて想定される磁気計測器ノイズが平衡制御に与える影響を定量的に評価した結果と共に、その影響を緩和する方法を報告する。
野澤 貴史; 大久保 成彰; 小沢 和巳; 谷川 博康
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DEMO炉の液体増殖ブランケット概念の一つに、絶縁・断熱を主目的とした機能材料としてSiC/SiC複合材料を活用する案がある。本概念では、機能を担保するため構造安定性を考慮した材料設計が重要で、そのため求められる機能に及ぼす損傷の影響を幅広く理解する必要がある。本研究は、複合材料を含む様々なSiC材料の電気特性に及ぼす損傷効果を明らかにし、課題を整理する。具体的には、機械的なマクロ損傷、照射によるミクロ損傷について、交流インピーダンス法を用いた解析、微細組織観察より評価を行う。
若狹 有光; 行川 正和; 浦野 創; 林 伸彦; 井手 俊介; 小関 隆久
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EDASは、幅広いアプローチ活動(BA)の一環であるイーター遠隔実験センターのために開発される実験データ解析ソフトウェアである。EDASの目的は、実験参加者がデータ解析を遂行するための基本的な環境を提供し、データ解析ソフトウェアの信頼性と実用性を実証し、ITER遠隔参加に向けた技術的なプラットホームを確立することである。EDASは、統合データ解析・表示(eGis), プラズマ平衡解析(eSurf), 空間分布データ解析(eSlice)の3つのソフトウェアで構成される。本発表では、現在までの開発状況を報告する。
松山 顕之; 相羽 信行; 矢木 雅敏
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ITERの重要課題である逃走電子制御に関し、逃走電子ビームのエネルギースペクトルを考慮したMHD平衡コードの開発の現状について報告する。原子力機構で開発した5次元モンテカルロコードETC-Relを用いることでディスラプション時の逃走電子発生過程の特徴を反映した分布関数を評価し、平衡計算に取り込む。ビーム慣性によるシャフラノフシフトの増加など逃走電子ビーム制御にとって重要となる物理機構を議論する。
飛田 健次
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2015年6月に発足した原型炉設計合同特別チーム活動の概要について報告する。本チームは、核融合研究開発を担う国内の主要研究機関、大学および産業界の糾合により、我が国の核融合原型炉概念の構築を行うために設置された組織である。6月の発足移行、プロジェクト管理の枠組み、作業計画の詳細化、作業分担等、プロジェクト推進の枠組み作りを行ってきた。また、幅広いアプローチ活動の成果を踏まえて原型炉プラントの全体設計に着手した。これまで行ってきた作業の進捗について概説する。
佐々木 駿一; 花田 磨砂也; 秋野 昇; 小島 有志; 小又 将夫; 藻垣 和彦; 遠藤 安栄; 清水 達夫; 大関 正弘; 根本 修司
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JT-60SAでは、正・負イオン源を用いて85keV, 27.5A及び500keV, 22Aのビームを100秒間生成することが要求されている。本要求を実現するために、NBI既存設備をできる限り流用しつつ、各機器を長パルス化する。負イオンNBIについてはテストスタンドを用いて制御系・負イオン生成電源の長パルス化を実施するとともに、加速電源設備の長パルス化やビームラインの550mm位置下げ作業を実施した。正イオンNBIについても、1ユニットを先行して長パルス化に向けて制御系及び電源系の開発試験中であり、開発試験の結果を長パルス化の設計に反映する。
吉田 雅史; 花田 磨砂也; 小島 有志; 柏木 美恵子; 渡邊 和弘; 戸張 博之; 梅田 尚孝; 平塚 淳一; 秋野 昇; 大楽 正幸
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ITERおよびJT-60SAのNBIにおいては、大電流負イオンビームの長パルス生成が求められており(20アンペア(A)以上、100秒以上)、原子力機構では、両NBIの共通課題の解決に向けた研究開発を実施している。まず、負イオンビームの長パルス生成の課題であった、プラズマ電極温度制御手法を開発することで、最大10数A、30秒であったビーム性能を、15A、100秒にまで伸長できた。この大電流負イオンビーム生成のための基礎技術は、ITER用NBIにおける負イオンビームの長パルス生成にも応用できる見通しを得ている。さらに長パルス生成を進める上で、パルス60秒付近から負イオンビームが漸減する新たな現象を捉えた。この現象は、同時に負イオン源内に導入するセシウムの空間中の発光強度の増加が計測されたことから、プラズマ電極表面上の負イオン生成効率を向上させるために導入するセシウムの輸送が、この長い時定数をもつ負イオンビームの減少に深く関わっていることを示唆できている。今後、更なる負イオンビームの長時間安定生成に向けた新たな研究開発を進行させる。
小島 有志; NB加熱開発グループ
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原子力機構では、JT-60SAやITERで利用する中性粒子入射装置の開発に向けて、大型高エネルギー負イオン加速器を開発中であり、100秒を超える負イオンの長時間生成・加速の実現を目指した研究開発を進めている。これまで、高エネルギー負イオンの長パルス加速に向けては、多孔多段加速器の耐電圧の改善及び多孔ビームの軌道補正による熱負荷の低減が大きな課題となっていた。耐電圧については、大面積多孔電極の面積、孔数、段数が耐電圧に与える影響を系統的に調べており、その結果を基に加速器を改良し、JT-60SAやITERで要求される500keV, 1MeVの高エネルギービームの加速に成功すると共に多孔多段加速器の耐電圧設計手法を確立した。また、多孔ビームの軌道補正に関しては、光軸変位による軌道補正手法を3次元軌道計算により多孔ビームに適用し、加速器内の磁場による負イオンビームの偏向を補正する手法を開発した。さらに、ITER級の電子熱負荷を許容できる冷却性能を持つ引出電極に偏向補正手法を組み合わせた新しい引出部を開発した。その結果、加速器内部での熱負荷を電源出力の12%に抑制し、ITER用加速器の設計よりも低い熱負荷を実現した。これにより、700keV、100A/m
の負イオンビームを従来の7倍以上長いパルス幅である60秒間維持することに成功した。これは、JT-60SA級の高エネルギー密度ビームの長パルス加速と同等であり、現在ITER級の長パルス加速を目指した研究開発を継続中である
松永 剛; 櫻井 真治; 武智 学; 鶴 大悟; 芝間 祐介; 村上 陽之; 吉田 清
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JT-60SAでは誤差磁場補正のためのコイルを真空容器内に設置する。このコイルは真空容器に支持されるが、その支持構造は通電時の電磁力に耐えうる剛な設計が要求される。一方で、真空容器の200Cベーキング時には、コイルで使用する絶縁材の保護のためコイルは水冷される。したがって、真空容器の熱伸びに対して、水冷されるコイルの形状は維持されるため、真空容器とコイルを繋ぐ支持構造は熱伸びに対して柔でなければならない。これらの要求を満たすため、コイル支持として高強度材を用いた棒バネ構造を採用した。本講演では、電磁力・熱応力解析およびコイル支持構造の詳細について報告する。
井上 静雄; 白石 淳也; 井手 俊介; 諫山 明彦; 松永 剛; 武智 学
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簡約化された単一流体方程式系に基づく磁気島シミュレーションコードAEOLUS-ITを用いて、トカマクプラズマにおいて磁気島が誤差磁場に捕捉される現象(Mode Locking)のシミュレーションを行った。外部コイル電流を周期振動させることで磁気島は回転し、Mode Lockingから解放されることが分かった。また、誤差磁場からの解放は外部コイルの周波数と振幅によることが分かり、両者への依存性を明らかにした。本発表では、これらのMode Lockingの能動制御手法の構築について報告する。
本多 充; 仲田 資季*
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輸送コードによるプラズマ中のエネルギー輸送シミュレーション結果を支配する乱流輸送はCDBMやGLF23といった物理モデルで評価されているが、乱流輸送モデルは輸送コードに組み込むために簡単化されており、その過程で捨象される物理現象も多い。近年の計算機の急速な発展に伴い、第一原理コードであるジャイロ運動論コードによる乱流輸送計算が比較的短い実時間で行えるようになった。そこで、本発表では、本計算フレームワーク用に新たに開発したトカマク輸送コードTRESSとフラックスチューブ型ジャイロ運動論コードGKVによる連成輸送計算の初期結果を報告する。
吉田 麻衣子
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核融合若手研究者のコミュニティでは、プラズマ・核融合学会の会期中にインフォーマル・ミーティングを開催し、社会の中の核融合エネルギーの位置付け、及び核融合研究に関する情報提供・情報交換・問題提起・議論の場を設けている。今回は「核融合若手インフォーマルミーティング=原型炉設計時代における若手研究のあり方=」と題して、大学等における核融合研究の将来像について問題提起と議論する。本発表では、JT-60SAの研究計画、予定している解析コード・理論モデル・計測器等の紹介、原型炉とJT-60SAの関係、共同利用の体制やクロスアポイント制度の可能性を紹介し、JT-60SAにおける若手研究者・学生の研究の可能性を議論する。
辺見 努; 梶谷 秀樹; 松井 邦浩; 水谷 拓海; 山根 実; 坂口 香織; 安藤 真次; 高野 克敏; 小泉 徳潔
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原子力機構は、ITER計画における日本の国内機関としてITERトロイダル磁場(TF)コイルの製作を担当している。実機TFコイルの製作に先立ち、実規模試作として、模擬ダブル・パンケーキ(DP)の製作に着手し、装置及び製作手順の検証を実施した。模擬DPの製作において、導体巻線では
0.01%の精度での導体長管理、ラジアル・プレート製作では加工及び溶接変形を含めた2mmの平面度の確保、カバー・プレート溶接における溶接変形を含めた2mmのDPの平面度の確保を達成し、さらに超伝導生成熱処理による導体の伸び量を評価した。これらの実規模試作の結果を元に、2014年3月からTFコイル第1号機の製作に着手し、これまでに11体の巻線の製作を完了した。さらに、それらの超伝導生成熱処理を実施して、熱処理による導体の伸び量を評価し、予測値の0.02%以内であることを確認した。