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堀池 寛; 安東 俊郎; 堀江 知義; 九嶋 孝憲*; 小泉 興一; 松川 誠; 閨谷 譲; 二宮 博正; 清水 正亜; 山本 正弘
1989 IEEE 13th Symp. on Fusion Engineering,Vol. 2, p.1049 - 1054, 1990/00
本講演(論文)では、JT-60の大電流化改造計画の概要とその現状について報告する。プラズマ性能がその電流値の増加に伴って向上すると言う最近の実験結果に基づき、JT-60のポロイダル磁場コイルと真空容器を更新することによって大半径3.4m、楕円度1.5、電流値6MAのD型断面プラズマの生成を可能とするトカマクに改造する。本報では改造のねらい、設計の基本方針やプラズマ設計について述べる他、ダイバータ設計、加熱冷却方式について述べ、姉妹報(STress Analysis of JT-60U Tokamak)と共に改造計画の全容を紹介する。また重水素の使用とプラズマ加熱計画についても短く述べる予定である。
西 正孝; 高橋 良和; 礒野 高明; 今野 雅行*; 吉田 清; 小泉 興一; 多田 栄介; 辻 博史; 奥野 清; 安藤 俊就; et al.
Proc. of IEEE 13th Symp. on Fusion Engineering,Vol. 1, p.780 - 783, 1990/00
原研にて設計作業が進められている次世代のトカマク型核融合実験炉(FER)の超電導トロイダル・コイル開発のために原型トロイダル・コイル計画が立案され、30kA-12Tの大電流・高磁界の高性能原型トロイダル・コイル用超電導導体の開発が進行中である。原型トロイダル・コイル用導体として、TMC-FF、プリフォームド・アーマ、アドバンスト・ディスクの3種類の導体が開発され、それぞれ、2m規模の試作コイルの製作が成功裏に完了した。また、各導体の特性を把握するための多くの種類のサンプルの製作もほぼ完了し、評価作業が進行中である。原型トロイダル・コイルの設計も進み、FERにおけるのと同じ環境を与える試験装置の設計もほぼ完了に近い状態にある。
水野 誠; 大楽 正幸; 小原 祥裕; 尾崎 章*; 田中 茂; 上出 泰生*; 渡邊 和弘; 山下 泰郎*; 横山 堅二
IEEE 13th Symp. on Fusion Engineering, Vol. 1, p.574 - 577, 1989/00
負イオンを用いた中性粒子入射装置(NBI)はITERやFERにおける加熱および電流駆動のための重要なシステムの1つである。必要とされるビームエネルギーは500keV~1MeVであり、入射パワーは数+MWに達する。このため、加速電源として、500kV~1MV、数十Aの直流高電圧電源が必要とされる。このような電源には、従来用いられてきた、GTOサイリスタや四極管を使用した直流スイッチ方式は適用が難しい。そこで、直流スイッチを持たない電源を採用した。本電源の直流出力は、すべて、低圧側のインバーターにより制御される。R&Dの第1段階として、高熱負荷試験装置(JEBIS)の加速電源(100kV、5A)に本方式を採用した。講演では、高電圧電源の設計およびJEBISにおけるR&Dの結果について発表する。
松崎 誼; 大森 憲一郎; 嶋田 隆一*; 南 圭次*; 尾崎 章*; 比嘉 修*; 川島 秀一*
IEEE 13th Symp. on Fusion Engineering, Vol. 1, p.89 - 92, 1989/00
プラズマディスラプションを回避する手法として、m=2/n=1のMHDモードの成長、即ちプラズマ磁気面の変形を制御する方法がある。このためには磁気面の変形速度0.1~0.5msに対応して、外部より10kHz程度の変速磁場を印加する必要がある。このディスラプションフィードバック制御システムは、真空容器内のサドルコイルに、磁気プローブ信号から必要な値を計算し、PWM制御で超高速インバータ電源を駆動するものである。JFT-2Mに適用するこのシステムに必要な電源は、500V、3000Aの直流電源を10kHzの超高速でスイッチングする超高速・大容量電源である。この電源の素子として最近開発された自己消弧型半導体素子IGBT(Insulated Gate Bipolar Transistor)を使用し、このインバータ電源を製作した。
恒岡 まさき; 竹内 正人*; 高橋 勲*
IEEE 13th Symp. on Fusion Engineering, Vol. 2, p.1206 - 1209, 1989/00
核融合実験装置に用いるRFプラズマ加熱装置用電源において求められることは、電圧の平滑性能と遮蔽速度の高速性である。従来は多量のコンデンサーとクローバ(短絡回路)により実現化されて来たが、前者は遮蔽速度を鈍くし、後者は短絡回路を作り直流回路系への負担を重くする。そこで、1kHzの高周波動作で運転するDC-DC変換器を用いた新型RF電源を考案した。この性能を検証するため計算機による検証、5kW級(-1kV5A)のモデル実験による検証と実機の設計について検討結果を示した。この結果、先のコンデンサーやクローバーを用いずとも十分な電圧平滑性と遮蔽速度をDC-DCコンバータを用いた電源システムで実現化出来ることがわかった。計算機による検討により
0.5%の平滑性とモデル実験による結果から36
secの高速遮蔽性を得ることを確認した。
C.P.C.Wong*; E.T.Cheng*; R.L.Creedon*; J.A.Leuer*; K.R.Schultz*; S.P.Grotz*; N.M.Ghoniem*; M.Z.Hasan*; R.C.Martin*; F.Najmabadi*; et al.
Proc. of IEEE 13th Symp. on Fusion Engineering, Vol. 2, p.1035 - 1038, 1989/00
ARIES-Iトカマク型核融合動力炉に対して、2つのガス冷却方式のブランケット案を設計・検討した。1つは5MPaのヘリウムガス冷却型、他の一つはLi
O粒子を混入した0.5MPa炭酸ガス冷却型であり、いずれも低放射化セラミックブランケット設計案である。その結果、基本設計としてデータベースの豊富なHe冷却型が採用された。また、構造部材料としてSiC複合材、固体T増殖材としてLiSiO、そして中性子増幅材としてBeの金属ペレットを用いることで、高い冷却材出口温度、良い中性子増幅及び適当なT増殖を有する高性能ブランケットを設計することができた。また、本低放射化設計は10CFR61 Class-C基準を満足するばかりでなく、固有安全性を有するものとなっている。
功刀 資彰; M.Z.Hasan*; ARIESチーム
Proc. of IEEE 13th Symp. on Fusion Engineering, Vol. 2, p.882 - 885, 1989/00
ARIESプロジェクト研究は、トカマク型動力炉の概念計を米国内の各研究期間の協力の下に行うものである。この研究プログラムに1988年から原研も参加しており、その第1段階であるARIES-I設計が決定された。この設計では、ブランケットはSiC複合材で構成され冷却材として固体粒子(5~10m)を混入したCO
ガスが用いられることになっている。微小固体粒子の混入によって、系の圧力を上げることなく、高い伝熱性能が得られる。しかし、その伝熱流動の詳細な機構は不明であるため、本研究では著者の一人が既に開発したコードを大幅に修正して固気混相流のシミュレーションを円管内乱流と急拡大管内乱流について実施した。その結果、固体粒子による乱流強度の増加が示され、熱伝達増大の機構が検討された。
奥野 清; 辻 博史; 高橋 良和; 中嶋 秀夫; 加藤 崇; 礒野 高明; 安藤 俊就; 檜山 忠雄; 西 正孝; 多田 栄介; et al.
Proc. of the IEEE 13th Symp. on Fusion Engineering, p.776 - 779, 1989/00
核融合炉における超電導ポロイダル磁場コイルの開発を目的として、原研では実証ポロイダル・コイル計画を遂行している。本会議では、これまでに得られた成果について報告するとともに、第一回目の実験結果についても言及する。
小西 一正*; 池田 佳隆; 関 正美; 今井 剛; 本田 正男; 横倉 賢治; 沢畠 正之; 佐藤 稔; 菅沼 和明; 牛草 健吉; et al.
Proc. of the IEEE 13th on Fusion Engineering,Vol. 1, p.207 - 210, 1989/00
JT-60の低域混成波帯高周波加熱装置では、1988年10月にマルチジャンクション型ランチャーを製作し、1989年1月よりJT-60での実験を開始した。わずか2週間のエージリングで入射電力2.75MWに達し、電流駆動効率を従来型ランチャーの1.4倍の3.4
10
m
A/Wを記録した。本ランチャーはNパラメータのピークが2GHzで1~2.5になるように設計されており、構造的には従来の4段8列32本のグリル型アンテナの1本の導波管をトロイダル方向に3分割して4段24列96本マルチジャンクション型にしたものである。3分割した導波管には70゜の位相差を導波管間につけるための移相器が付いている。3分割部を全数測定した所、移相差は7010゜、分配比は1/31/15であった。本論文では、このランチャーの設計と製作について述べる。