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論文

Numerical method for the stability analysis of ideal MHD modes with a wide range of toroidal mode numbers in tokamaks

相羽 信行; 徳田 伸二; 藤田 隆明; 小関 隆久; Chu, M. S.*; Snyder, P. B.*; Wilson, H. R.*

Plasma and Fusion Research (Internet), 2, p.010_1 - 010_8, 2007/04

本研究では、Newcomb方程式に基づいた物理モデルと理想MHDモデルを併用した解析手法を開発し、ELM現象の実験計測結果との比較及び統合シミュレーションによるELM現象の物理解析や、ELMの発生によるダイバータへの熱負荷の影響が大きい大型トカマク装置の設計で求められるMHD安定性解析を可能にした。本稿においては、今回開発した2つの物理モデルの併用による解析手法の詳細、及び拡張されたMARG2Dコードと欧米において開発された低$$n$$モード解析コードDCON、及び高$$n$$モード解析コードELITEとの国際ベンチマークテストにおいて良い一致が得られた結果を述べる。また、改修が予定されているJT-60における理想MHDモードの安定性について、特にピーリング・バルーニングモードの安定性に対する解析結果を中心に報告する。

論文

Roles of toroidal rotation at the plasma edge, toroidal field ripple and configuration on ELMs in the JT-60U tokamak

神谷 健作; 浦野 創; 大山 直幸; 鎌田 裕

Plasma and Fusion Research (Internet), 2, p.005_1 - 005_10, 2007/03

JT-60Uにおいて、接線NBIの入射方向(電流方向,バランス、及び反電流方向NBI)及び垂直NBIの加熱入力を系統的に変化させる実験を行ったところ、ELMによる損失エネルギーは反電流方向のプラズマ回転とともに小さくなり(ELMの周波数は増加)、大振幅ELMの制御手法の一つとして反電流方向のプラズマ回転が有効であることが確認された。このときペデスタル部における蓄積エネルギーは、運動量入射方向に対して明確な依存性を示さず、またELMによる損失パワー割合もほぼ一定(約3割)であった。

口頭

IFMIF ターゲット背面壁の熱構造解析

千田 輝夫; 井田 瑞穂; 中村 博雄; 杉本 昌義; Simakov, S. P.*

no journal, , 

国際核融合材料照射施設(IFMIF)は、核融合炉材料の開発のために、照射量150dpaまで照射可能な強力中性子束を発生可能な加速器型中性子源である。IFMIFターゲットアセンブリの背面壁は、年間50dpaの中性子照射下で使用する必要があり、交換可能型背面壁の熱構造設計は重要課題の一つである。従来の熱構造解析結果では、熱応力の観点から背面壁の材料として低放射化フェライト鋼(F82H)が推奨された。しかしながら、従来のモデルは背面壁のみのモデルであったため、今回、ターゲットアセンブリの一部を含んだモデルにより背面壁とアセンブリ本体との間の熱移動と本体の変形も考慮したより現実的な熱構造解析を実施した。その結果、背面壁中心部の熱応力が許容値(300$$^{circ}$$Cでの降伏応力455MPa)を超えた。そのため、背面壁取り付け部のリップシールに断面が半円形の熱応力吸収構造を付加して熱応力解析を実施した。その結果、背面壁中心部の熱応力は60$$sim$$90MPa程度に軽減され、最大発生応力値は許容値以下となり、背面壁設計の方向性の見通しを得た。

口頭

IFMIFリチウムループにおけるベリリウム-7挙動と線量評価

井田 瑞穂; 中村 博雄; 杉本 昌義

no journal, , 

IFMIFリチウム(Li)ターゲットで生成されるベリリウム-7($$^{7}$$Be)は早期に平衡状態に達して放射能が5.0$$times$$10$$^{1}$$$$^{5}$$Bqとなるが、Li流れにより輸送されループの温度分布に従い機器内面に堆積し、メンテナンス時の作業員被曝に支配的な影響を及ぼす。液体Li中でのBeの溶解度は温度及び窒素濃度に支配されることが実験によりわかっているので、IFMIFの条件を考慮し$$^{7}$$Beの挙動を評価した結果、$$^{7}$$Beの溶解度は極めて低くほとんどがBe$$_{3}$$N$$_{2}$$の状態で堆積し、$$^{7}$$Be放射能は熱交換器の最下流の1/10部分で5.0$$times$$10$$^{1}$$$$^{5}$$Bq、コールドトラップで6.4$$times$$10$$^{1}$$$$^{3}$$Bq、ダンプタンクで3.5$$times$$10$$^{1}$$$$^{1}$$Bqと局在化することを明らかにした。そこで、これら機器の周囲の線量当量率を解析コードQAD-CGGP2Rで計算し、各機器に必要な放射線遮蔽を明らかにした。例えば、熱交換器の鉛の遮蔽材厚さは8cmで十分であった。さらに、計算結果に基づき各機器の遮蔽体設計及びメンテナンスシナリオの検討を行った。

口頭

ITER ECアンテナ可動ミラー用駆動機構の開発

小林 則幸; 高橋 幸司; 春日井 敦; 坂本 慶司

no journal, , 

ITER EC加熱電流駆動装置の水平ランチャーのアンテナとして、高周波ビームを水平方向に掃引可能な可動ミラーを使用する。可動ミラーの回転軸は、上下端をボールベアリングで支持する。駆動機構は、駆動力発生部,直線運動する駆動シャフト,この駆動シャフト先端に固定したピン,ピンを挿入する溝を有する回転軸上のカム板とから成る。カム板の溝内でピンを摺動することによりミラーを回転できる。駆動力発生部はLMアクチュエータと超音波モータから成り、リニアガイドとボールネジから成るLMアクチュエータにより、超音波モータの回転運動を直線方向の駆動力に変換する。カムから駆動シャフトはトカマク真空中にあり、高い信頼性が必要であるため、実環境(約100$$^{circ}$$C,真空)を模擬して駆動試験を行った。また耐放射線性のある駆動力発生部を構成するため、(1)超音波モータ部材(圧電セラミック,ポリイミド,エポキシ接着剤)の中性子照射試験と(2)ミラー回転角度検出のためフォトダイオードを用いない容量型エンコーダの開発を進めている。本発表では高温真空中での駆動試験結果と放射線耐力のある駆動力発生部の開発について報告する。

口頭

ITER ECランチャー及び伝送機器の大電力伝送実験

高橋 幸司; 小林 則幸; 春日井 敦; 池田 幸治; 坂本 慶司

no journal, , 

ITERプラズマの電子サイクロトロン波加熱電流駆動に必要な水平ポートECランチャーについて、その機器の設計及び開発を進めている。入射ビーム角度制御用の可動ミラーや伝送機器である導波管,マイターベンド等の主要機器の設計や熱解析の実施により、設計上の成立性はこれまでに確証している。最終的な機器設計の有効性を保証するため、現設計に基づいたモックアップを製作し、それらの大電力伝送特性や冷却性能などを検証している。例えば、マイターベンドミラーは約0.5MWでの伝送実験を行い、設計通りの伝送効率及び冷却性能を得ている。講演では、このような結果について詳細機器設計・各種解析を交えて報告する。

口頭

非誘導電流駆動プラズマにおける圧力障壁崩壊と自律回復現象に関する研究

武井 奈帆子; 牛込 雅裕*; 鈴木 隆博; 武智 学; 相羽 信行; 中村 幸治; 高瀬 雄一*

no journal, , 

国際熱核融合実験炉ITERの定常運転モードに類似の凹状電流分布のJT-60U非誘導電流駆動プラズマにおいて、外部電流駆動を停止した直後、プラズマが不安定になり内部崩壊するもののプラズマ温度・密度が自律回復する繰り返し現象が観測されている。本研究では、自律性の強い核燃焼プラズマを長時間、安定に維持する観点から、この繰り返しマイナー・ディスラプション現象の発生機構を実験とシミュレーションとの比較考察によって明らかにする。このため、非誘導電流駆動プラズマの輸送,真空容器などの周辺電磁構造体、さらに、制御コイルや電源をも含めた電磁流体モデルを構築するとともに、MHD安定性解析を通じてプラズマ挙動と不安定性を詳しく議論する。

口頭

原子力機構におけるX線レーザー開発の現状

越智 義浩; 河内 哲哉; 長谷川 登; 岸本 牧; 永島 圭介; 田中 桃子; 錦野 将元; 國枝 雄一; 助川 鋼太; 山谷 寛

no journal, , 

原子力機構・関西光科学研究所ではX線レーザー励起用にNd:glass増幅の高強度CPAレーザー(10J/1ピコ秒)を開発し、これを用いたX線レーザー研究を推進している。現在までに銀(Z=47)の4d-4p遷移による波長13.9nmを中心にランタンを用いた8.8nmでの発振に成功している。また、波長13.9nmでは空間的にフルコヒーレントなレーザー光生成に成功している。現在、このX線レーザービームを用いた利用研究に向けて、ショット頻度の高繰り返し化やパルス制御性の向上といったシステムの高品質化を図っている。講演ではこれらの開発の現状について報告する。

口頭

ITERにおけるタイプI ELMのペレット入射による制御

杉原 正芳; Polevoi, A.*; 藤枝 浩文*; 嶋田 道也; 芳野 隆治

no journal, , 

ペレット入射によるタイプI ELMの振幅の矮小化は現時点での有力な制御法の一つである。ITERでも標準運転時における制御法の第一候補として採用されている。この方法を実際にITERに適用するために、(1)ELM励起に必要なペレットの浸透深さ,(2)粒子輸送や密度制御との整合性,(3)入射方向(強/弱磁場側)などの条件を総合的に勘案し、強/弱磁場側入射のそれぞれに対して運転領域を求めた。これをもとに、各入射方向の得失を比較し、制御に必要なペレットの物理仕様を与える。

口頭

誘導電流摂動による定常・非誘導電流トカマクの内部輸送障壁制御

中村 幸治; 飛田 健次; 福山 淳*; 武井 奈帆子; 高瀬 雄一*; 小関 隆久; Jardin, S. C.*

no journal, , 

プラズマ輸送改善と整合したシミュレーションを行い、非誘導電流駆動トカマクにおいて、プラズマ外部から誘導電流を摂動的に印加すると内部輸送障壁の位置と強さの双方を制御できることを示した。内部輸送障壁位置の制御性は、非摂動時の非誘導電流分布に応じて異なり、LHCDのように広がりを持ち磁気軸から外れた非誘導電流駆動の場合は動きやすく、広がりのない局所的なECCDの場合は動かないことを明らかにした。また、この磁気シア分布の外部制御によって、高自発電流プラズマでは常に劣化する傾向にある内部輸送障壁の強度を容易に回復・維持できることを示した。

口頭

JT-60SAにおける誤差磁場補正コイルの設計検討

松川 誠; 栗田 源一; 玉井 広史; 櫻井 真治; 正木 圭; 芝間 祐介; 木津 要; 土屋 勝彦

no journal, , 

JT-60SAの高性能プラズマを維持するには、誤差磁場補正コイルの設置が必要不可欠である。ここでは、クライオスタット内に設置する超伝導コイルを用いた設計例を中心に発表する。トロイダル方向には6個、ポロイダル方向には3個の、合計18個のコイル配置とする。回転対称に設置するのが理想であるが、実際には大口径ポートなどの関係で、対称性は一部で犠牲となっている。40-50kATの起磁力で、プラズマ表面において約1mTの磁場を発生させることができる。NBIの漏洩磁場補正コイルからの誤差磁場が0.5mT程度であることから、電流容量が決定されている。また、非対称性を考慮して、各コイルには、独立した電源を用意する予定である。なお、仮にクライオスタットの外部にコイルを設置するとした場合、必要な起磁力は70-80kATにも増大するため、常伝導コイルでは空間的に厳しくなるが、このオプションについても簡単に述べる。

口頭

JT-60U内における黒鉛タイル中の水素同位体蓄積

広畑 優子*; 田辺 哲朗*; 大矢 恭久*; 新井 貴; 正木 圭; 奥野 健二*; 杉山 一慶*; 小柳津 誠*; 吉河 朗*; 吉田 雅史*

no journal, , 

両側排気方式のJT-60UW型ダイバータ領域に設置された炭素タイル及び第一壁タイル中の水素同位体(H,D)蓄積量を昇温脱離法(TDS)で調べた。内側ダイバータタイル上に堆積した炭素膜中の水素濃度は((H+D)/C)は0.02であり、プラズマから影になっている部分では0.13となった。これらの値はいずれもJETなど低温で運転されている装置の濃度(0.4$$sim$$1.0)に比べると低いことがわかる。第一壁のD$$_{2}$$のTDSスペクトルは場所によって大きく異なり、堆積B膜の純度が高い試料ほど低温側で脱離した。HとDの総脱離量は、第一壁試料では場所によらずほぼ同程度で、その量はダイバータ領域の共堆積とほぼ同程度、ダイバータのプラズマ対向面よりも多かった。本研究で得られたデータ及び片側排気方式のデータをもとに、JT-60U全体のHとDの総蓄積量と蓄積速度を求めた。ダイバータ領域(バッフル,ドームユニット,ダイバータタイル)の総蓄積量は$$sim$$4$$times$$10$$^{24}$$atomsで、プラズマから影になっている部分の寄与率は約16%であった。JT-60U全体のHとDの総蓄積量は$$sim$$2$$times$$10$$^{25}$$atomsで、蓄積速度は5$$times$$10$$^{21}$$atoms/sとなった。

口頭

JT-60Uダイバータプラズマの電子温度と電子密度のELMによる変化

仲野 友英; 朝倉 伸幸; 大野 哲靖*; 梶田 信*; 川島 寿人; 久保 博孝; 清水 勝宏; 藤本 加代子

no journal, , 

3本の中性ヘリウムの発光線強度比から電子温度と電子密度を10マイクロ秒の時間分解能で測定した。ELMに伴う$$D_alpha$$線発光強度の上昇とともに電子温度が低下し、電子密度が増加した。その後、緩やかに電子温度は上昇し電子密度は減少して、$$D_alpha$$線発光強度上昇の直前の値に戻った。この波形からELMによる熱・粒子負荷のためダイバータ板から粒子が放出され、それを電離するためにプラズマのエネルギーが失われ温度が低下し、プラズマが生成されるために密度が上昇したと解釈される。

口頭

JT-60超伝導化改修装置(JT-60SA)のダイバータシミュレーション,2

鈴木 優; 川島 寿人; Coster, D. P.*; 櫻井 真治; 松川 誠; 玉井 広史

no journal, , 

JT-60超伝導化改修装置(JT-60SA)には、アスペクト比やプラズマ断面形状の制御性に多様な機動性と自由度が要求されており、特に高三角度配位とITER模擬配位の両プラズマ配位に対応し得るダイバータ形状の最適化が重点課題である。今回の解析では、プラズマ形状が大きく異なる両配位に適応させたダイバータ形状を対象にB2-Eireneコードを用いたシミュレーションを実施し、ダイバータプラズマ特性やターゲットの熱負荷分布等を評価した。今回のダイバータ形状では、高三角度配位時には外側レグがITER模擬配位でのフラットドームをターゲットとするため、スロート長は短く熱流幅が広がり、熱負荷のピーク値は高くはない。しかし、オープンダイバータ気味の配位となるためリサイクリング率が低く、ダイバータプラズマの低温高密度化を促進するためには、フラットドーム部を垂直化させ、クローズド化の方向に近づける必要があることがわかった。一方、最大加熱パワー時(SOLへの流入パワー:Qtotal=35MW)、ITER模擬配位では、ターゲット熱負荷は内外ともにモノブロック型ダイバータの許容熱負荷を超えた。ガスパフによりターゲット熱負荷を低減できる見通しが立ったが、燃料ガスでは注入量が多くなるため、不純物ガス入射も視野に入れた検討が必要であることがわかった。今後、ガスパフ位置と量、及び、不純物ガス入射等による熱負荷低減効果のシミュレーションを行い、両プラズマ配位に適応したダイバータ設計を図る必要がある。

口頭

JT-60SAにおける計測器配置の最適化

小出 芳彦; 久保 博孝; 櫻井 真治; 助川 篤彦; 松川 誠; 鎌田 裕; JT-60SA設計チーム

no journal, , 

JT-60SAの計測装置はJT-60Uの計測器を可能な範囲で再利用するが、(1)他設備と空間的に整合し、(2)高パワーかつ長時間の加熱入力(41MW$$times$$100秒)に伴う中性子照射環境下で安定動作して、(3)プラズマの実時間制御と物理現象の解明を可能とする設計が要求される。本検討により、上記(1)を満たす計測器配置案ができたので報告する。計測器配置の基本的考え方は以下のとおりである。(a)JT-60が有する高パワーかつ多彩な加熱装置が最大能力を発揮できるよう、NBIとRF入射用ポートの配置を優先的に決定し、計測器配置をこれらに整合させる。(b)加熱用ビームを利用する計測器(CXRS, MSE)に適切な視野を確保する。(c)加熱用ビームが測定の妨げになる計測器(Da, off-beam CXRS)の配置を考慮する。(d)レーザー経路や視線を共通化することで、高精度のプラズマ診断を可能とする。(e)ガス注入とペレットの入射位置はトロイダル方向に均等に配置するのが望ましいが、それらが測定の妨げになる計測器を遠ざける。(f)計測用ポート空間の効率的利用を図るために、据え付け・保守等に無理のない範囲で複数計測器の共存性を考慮した構造とする。

口頭

ITER NBI用大型セラミックの開発

渡邊 和弘; 花田 磨砂也; 小峰 武司; 坂本 慶司; 井上 多加志; 松山 久好*; 長山 俊毅*

no journal, , 

ITER用中性粒子入射装置(NBI)では、絶縁ガスの放射線誘起伝導を避けるために、ビーム源(負イオン源と加速器)の高電圧絶縁には、真空絶縁が用いられる。一方、電源システムからビーム源への電力はSF6絶縁ガスを封入した1MV伝送管で給電される。この伝送管と真空中に設置されるビーム源との真空境界には、1MVの絶縁と真空保持機能を備えたガス-真空の高電圧ブッシングが必要である。本ブッシングには、絶縁協調等の観点から直径1.56mで高さ29cmのこれまでにない超大型セラミック円筒が必要である。原子力機構では、メーカと協力し、ITER実寸のセラミックの試作開発を進めてきた。製作においては、成型用加圧水槽,焼成炉等既存設備を有効利用するために、型枠の外側から加圧してアルミナ成型を行う従来方式ではなく、内側加圧方式によるセラミック成型法を開発した。本方式による成型、さらに焼成に成功し、ITER実寸のセラミック円筒を製作した。これは、ITER NBI用ブッシングを実現するための最大の課題を解決した成果である。

口頭

JT-60SAにおける電子サイクロトロン加熱装置の検討

森山 伸一; 藤井 常幸; 関 正美; 澤畠 正之; 鈴木 貞明; 横倉 賢治; 下野 貢; 寺門 正之; 篠崎 信一; 長谷川 浩一; et al.

no journal, , 

トカマク国内重点化計画と日欧が共同出資する、ITERブローダーアプローチにおけるサテライトトカマク計画の合同計画としてJT-60Uを超伝導化し、高$$beta$$プラズマを100秒間維持するJT-60SAの設計が行われており、これに対応した電子サイクロトロン加熱(ECH)装置の設計を進めている。現状のJT-60U用ECH装置を改造し、入射電力約3MW5秒(110GHz、4系統)を7MW100秒(110GHz4系統,140GHz5系統)に増力する。設計,製作は日欧協力で行う予定であり、新設する140GHz用の5基のジャイロトロンのうち3基を欧州が、2基を日本が担当する。新設する140GHz用の電源はすべて欧州が担当する。110GHzのジャイロトロン,電源及びすべての伝送ライン,アンテナは日本が担当する。新設する伝送ラインには、高排気コンダクタンスの大口径(63.5mm)導波管を用いる。アンテナはJT-60Uで実績のある2鏡面回転による2次元ビーム駆動式を第1候補に考えているが、核融合炉級の環境での使用に適した直線駆動式アンテナの開発も進め、その適用可能性を探る。

口頭

JT-60Uプラズマ対向壁タイルギャップへの水素同位体の蓄積

田辺 哲朗*; 杉山 一慶*; 正木 圭

no journal, , 

ITERでは、トリチウム蓄積が極めて重要な問題となっている。とりわけ、プラズマに直接面しない場所、あるいはタイルとタイル間のすきま(タイルギャプ)へ再堆積した炭素膜中にどの程度のトリチウムが、どのような機構で取り込まれるかは、緊急に解明すべき課題である。JT-60U内のDD反応で発生したトリチウム(T)の約半分はあまりエネルギーを失うことなく、プラズマ対向面に直接打ち込まれているが、残りはプラズマ温度まで熱化され、プラズマ粒子である軽水素(H)や重水素(D)と同様に振る舞うことがわかっている。本研究では実際に、プラズマに直接面しないタイルギャップ等でのトリチウム蓄積をイメージングプレート(IP)法により調べることにより、ギャップへの水素蓄積の機構とその量の評価を行うことを目的とした。JT-60Uダイバータ領域のプラズマ対向壁炭素タイルについて、タイル間ギャップに面したタイル側壁へのトリチウム蓄積をイメージングプレート法により測定した。その結果トリチウムの蓄積は炭素の再堆積と強い相関を示し、またタイルギャップへの炭素堆積の機構にはイオン由来のものと、中性粒子由来のものがあることを見いだした。

口頭

協同トムソン散乱計測用パルス炭酸ガスレーザーの開発

近藤 貴; 林 利光; 河野 康則; 草間 義紀; 杉江 達夫

no journal, , 

燃焼プラズマにおける閉じ込められた$$alpha$$粒子の診断は、燃焼プラズマの加熱及び不安定性等の物理現象の理解並びに燃焼制御のために重要である。しかし、国際熱核融合実験炉(ITER)においては、計測法は決定しておらず開発が急務である。そこで、協同トムソン散乱計測法の光源として使用する、大出力・高繰返しレーザーを、工業用の横方向励起大気圧炭酸ガスレーザーを元に開発した。励起部を6連結し不安定共振器を構成するとともに、絶縁を強化して放電電圧を高めた。この共振器に種レーザーを入射することにより、出力17J,周期15Hzのシングルモード出力を得た。これにより、ITERで使用可能な炭酸ガスレーザーを実現できる見通しが得られた。また、散乱スペクトルデータの収集系も新たに開発した。新レーザーの周期に対応したデータ収集系を短期間で構築するため、デジタルオシロスコープ単独で、データの収集,解析並びに保存を行った。製作した解析プログラムがオシロスコープで直接動作することにより収集システムが簡素化された。これらのレーザー及びデータ収集系を用いて、JT-60Uトカマクにおいて協同トムソン散乱計測の原理実証実験を進めている。

口頭

ITER定常運転における中性粒子ビーム入射及び低域混成波入射による非誘導電流駆動

及川 聡洋; 嶋田 道也; Polevoi, A. R.*; 内藤 磨; 林 伸彦; 小関 隆久

no journal, , 

ITER定常運転シナリオにおける低域混成波(LH)及び中性粒子ビーム入射(NB)による電流駆動性能を評価した。LH電流駆動は相対論的1次元フォッカープランクコード とトロイダル光線追跡コードを用いて計算した。現在のランチャー設計(磁力線方向の屈折率$$n_parallel=2.0$$)では電流駆動効率1.8$$times$$10$$^{19}$$AW$$^{-1}$$m$$^{-2}$$を実現し、駆動電流分布は周辺分布となり負磁気シア配位の形成に有利である。パワースペクトルのさらなる最適化についても検討したところ、レファレンスプラズマに対しては$$n_parallel=1.9$$が最適であることがわかった。より低い$$n_parallel$$を持つLH波は本来電流駆動に有利であるが、現在対象とするプラズマでは近接条件に近いため電子ランダウ減衰が弱まり吸収されにくい。NB電流駆動については異なる計算手法を採る理論コードを使って検討した。バウンス平均したフォッカープランク方程式に基づく理論コードはトロイダル系での粒子の軌道効果を含むので、粒子軌道追跡モンテカルロコード による結果と良い一致を示した。

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