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井上 多加志; 宮本 賢治; 水野 誠; 奥村 義和; 小原 祥裕; G.D.Ackerman*; C.F.Chan*; W.S.Cooper*; J.W.Kwan*; M.C.Vella*
15th IEEE/NPSS Symp. on Fusion Engineering,Vol. 1, 0, p.474 - 477, 1994/00
強力負イオンビームを集束するイオン引出し系の開発を行っている。この引出し系は、球面状に湾曲した電極からマルチビームレットを生成し、加速しつつ集束して1本のビームを形成してさらに高エネルギーまで加速するものである。この集束技術を中性粒子入射装置に適用すると、1)コンパクトなビームライン,2)高効率加速,3)ビームエネルギーを上げ、高い電流駆動性能、が得られる可能性がある。原研における最近の実験では、7個の引出し孔から発生したマルチビームレットを集束し、100keV、60mAのシングルビームを生成、ビーム外縁径
20mm、ビーム発散角
30mradとすることに成功した。このビーム条件は静電四重極(ESQ)加速器の入射条件をほぼ満たしており、原研の負イオン源と集束引出し系を米国ローレンスバークレー研究所(LBL)に持ち込み、ESQ加速器との組合せ試験を行う予定である。
二宮 博正; 鎌田 裕; 宮 直之; 中島 信治*; 小栗 滋*; 及川 晃; 逆井 章; 高橋 良和; 滝塚 知典; 豊島 昇; et al.
15th IEEE/NPSS Symp. on Fusion Engineering,Vol. 1, 0, p.374 - 377, 1993/00
JT-60の既存設備を最大限に活用して、実験炉(ITER)を補完し、かつ実験炉以降を目指す先進的な研究開発を進め、実験炉や将来の定常核融合炉の実現に関する総合的な見通しを得る目的で定常炉心実験装置(JT-60 Super Upgrade)の検討を進めている。高効率電流駆動、ダイバータプラズマの制御、高
炉心の実現とその制御等を炉心プラズマ技術の主要課題としている。また、炉工学技術の開発としては、超電導コイルの導入による長時間運転や高耐熱性材料の導入による熱・粒子制御を、更に工学安全に関する研究を進める。これらの検討の概要について報告する。
M.Z.Hasan*; 高瀬 和之
15th IEEE/NPSS Symp. on Fusion Engineering,Vol. 1, 0, p.1202 - 1205, 1993/00
核融合炉のプラズマ対向機器内に設置される矩形冷却材流路は、流路片面にだけ大きな熱負荷を受けるため、流路表面に非均一な熱流束分布を生じる。また、磁性流体の場合には炉内の強い磁気の影響でMHD効果を生じる。そこで、本研究では矩形流路内MHD層流熱伝達に及ぼす非均一熱流束及びMHD効果の影響を、数値的に評価したものである。作動流体は液体リチウム、流路材質はバナジウム合金、計算パラメータはハルトマン数、アスペクト比及びプラズマ対向面とそれ以外の面との熱流束比である。矩形流路の伝熱性能はアスペクト比の増加とともに向上するが、最適な伝熱性能を示すアスペクト比はハルトマン数の関数となることがわかった。
二宮 博正; JT-60チーム
15th IEEE/NPSS Symp. on Fusion Engineering,Vol. 2, 0, p.779 - 787, 1993/00
核融合炉で要求される炉心プラズマの課題としては、良好なエネルギー閉じ込め性能、高出力密度、高効率電流駆動、ダイバータ熱負荷・粒子制御等がある。これらの課題についてJT-60では、高
Hモードの実現による核融合積1.1
10
m
・s・keVの達成、分布制御によるベータ限界の拡張(≦4.3,≦4.0)、LHによる3.6MAの電流駆動等を達成した。これらの成果の詳細について報告する。更にJT-60では、ITERと並行して定常化に係る課題を研究するための装置改造を検討中である。この装置、JT-60SUの概要についても報告する。
榎枝 幹男; 佐藤 聡; 倉沢 利昌; 高津 英幸
Proceedings of 15th IEEE/NPSS Symposium on Fusion Engineering, p.282 - 285, 1993/00
ITER増殖ブランケットとして、日本はペブル充填多層ブランケットを提案している。この型のブランケットの設計においては、増殖材,増倍材充填層の有効熱伝導度は重要不可欠な設計データの一つである。本研究では、実材料を用いて充填層有効熱伝導度の測定を行った。測定は、実材料である酸化リチウム,ベリリウムの1mm
微小球約500ccを、外部加熱中心冷却式同筒型測定セルに充填し、ヘリウムガスを封入して行った。測定した結果、酸化リチウムについては、温度範囲約200
C~650Cで約0.9W/mKの値が得られた。ベリリウムについても、温度範囲200C~450Cで既存の予測値と整合性のあるデータが得られ、ブランケット設計に必要不可欠な重要データを得ることができた。
小西 哲之; 林 巧; 山西 敏彦; 中村 博文; 成瀬 雄二; 奥野 健二; Sherman, R. H.*; Willms, R. S.*; Barnes, J. W.*; Bartlit, J. R.*; et al.
Proceedings of 15th IEEE/NPSS Symposium on Fusion Engineering, p.204 - 207, 1993/00
Tritium Systems Test Assembly(TSTA)は米国ロスアラモス国立研究所の実験炉規模の核融合炉燃料循環系の模擬装置であり、原研とDOEの米国協力により運転されている。1992年4月~5月にかけて、100gレベルのトリチウムを用いて25日間の連続試験を行った。模擬プラズマ排ガスとしてHDT,He,CH
,N
混合ガスを用い、連続的に不純物の処理と同位体分離を行った。不純物処理は米国の精製系では低温吸着と金属マグネシウムによる水分解,原研製装置J-FCUでは、パラジウム透過と固体電解質セルによる水蒸気電解を用いた。同位体分離は4塔の深冷蒸留により、ラマン分光分析による連続分析を用いて安全な運転が行われた。一連の結果によりITERの1/5規模での定常燃料循環系の運転が実証されるとともに、高純度トリチウムが回収された。
Sherman, R. H.*; Taylor, D. J.*; Barnes, J. W.*; 山西 敏彦; 榎枝 幹男; 小西 哲之; 奥野 健二
Proceedings of 15th IEEE/NPSS Symposium on Fusion Engineering, p.77 - 79, 1993/00
多量の水素同位体の分離方法として最も有望な深冷蒸留法は、通常数本の蒸留塔の組合わせを必要とし、安定性運転の困難,トリチウムインベントリーの点で問題が指摘されている。塔の途中から成分を抜出し、同位体平衡器を通して再び供給流へ帰すことは、蒸留塔の総合的な処理能力を改善し、塔の数を減らすことができる。H-D系を用いた実験では、HD種のH,Dへの移行を促進することにより単塔でH,Dを製品として取出すことに成功した。またHDT系による実験では、従来2本の塔が必要であった純Tの取出しに1塔しか用いず、またインベントリーも16.8モルから7.2モルに減少することができた。塔内成分分布及び動特性の測定にはレーザーラマン分光法を用い、これと数値解析によるシミュレーションとの比較を行って多くの知見を得た。
ion source for the JT-60U negative-ion-based neutral beam injector奥村 義和; 花田 磨砂也; 井上 多加志; 栗山 正明; 前野 修一*; 松岡 守; 宮本 賢治; 水野 誠; 小原 祥裕; 鈴木 哲; et al.
Proceedings of 15th IEEE/NPSS Symposium on Fusion Engineering, p.466 - 469, 1993/00
JT-60Uの負イオンNBI用の大型負イオン源の設計と開発状況について発表する。JT-60U負イオンNBIのためには、500keV、22Aという従来のイオン源の性能を遙かに上回る負イオン源が必要である。原研におけるこれまでの大電流負イオン源開発の集大成として本イオン源を設計しており、大型プラズマ源、独自の磁気フィルター、高エネルギー静電加速系などに工夫がこらされている。設計の基になった実験結果と計算機シミュレーションの結果、製作の現状を述べる。