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荒木 政則; 秋場 真人; 鈴木 哲; 大楽 正幸; 横山 堅二; 伊勢 英夫*; 中村 和幸; 関 昌弘; 田中 茂
Proc. of the 14th Symp. on Fusion Engineering,Vol. 1, p.357 - 360, 1992/00
次期核融合実験炉(ITER/FER)の開発研究において、プラズマ対向機器(ダイバータ、第1壁)は、熱的に厳しい環境下にさらされ、かつ、異種材料接合体構造であるため、接合体としての構造性能も要求される。このため、プラズマ対向機器が繰り返し熱負荷を受けた場合の耐久性及び健全性を評価する必要があり、冷却構造を有したダイバータ及び第1壁の小規模試験体を製作し、繰り返し熱負荷を与えた熱サイクル試験を行った。試験の結果、以下のことを明らかにした。1)第1壁試験体では、0.2MW/m、定常の熱負荷条件下で健全であることを確認した。2)他方の0.6MW/m
、定常を模擬した実験では、ボルト部で溶融したため、ボルト材質を含む構造の見直しが必要である。3)ダイバータの10MW/m
、定常熱負荷を模擬した実験では、表面材料及び接合部の健全性を確認した。さらに、一部の接合体では、1000サイクル、12.5MW/m
、定常熱負荷に対し、微少クラックは確認されたが、表面温度の変化はなく、持ちこたえた。
木村 豊秋; JT-60チーム
Proc. of the 14th Symp. on Fusion Engineering,Vol. 2, p.860 - 866, 1992/00
JT-60の大電流化改造は、真空容器、ポロイダル磁場コイルを新たに製作し、大電流・非円形断面ダイバータプラズマ(プラズマ電流6MA、放電持続時間15秒)の生成を可能とするもので1991年3月に完了した。これにより(1)プラズマ閉じ込め性能の向上とその物理機構の解明、(2)電流駆動による定常化の研究、(3)不純物抑制や灰排気といったダイバータ機能の研究等、JT-60において進めたこれらの研究を炉心規模のプラズマでさらに発展させることが可能となった。また、重水素使用により核融合反応で生成される高エネルギー粒子の挙動解明や、垂直位置不安定性、ディスラプション、リップル損失等の現象解明を通じて、次期装置等の装置設計に必要なデータベースの蓄積が進められる。本講演では、これらの研究目的に対応したJT-60装置改造の概要に触れ、本年4月から開始された初期実験の結果および今後の展望について述べる。