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論文

Japanese contributions to the procurement of the ITER superconducting magnet

奥野 清; 中嶋 秀夫; 杉本 誠; 礒野 高明

Fusion Engineering and Design, 81(20-22), p.2341 - 2349, 2006/11

 被引用回数:2 パーセンタイル:18.25(Nuclear Science & Technology)

ITER計画では、2005年6月にモスクワで開催された第2回6極閣僚級会合において、ITER本体施設のカダラシュへの設置が正式に決定された。このサイトの決定により、ITERはその実現に向けて大きな一歩を踏み出した。ITER計画には日本,中国,欧州連合,韓国,ロシア連邦,米国の6極が参加し、ITERトカマク本体のほとんどの構成機器を物納という形でこれら6極が調達する。このうち超伝導マグネットに関しては主要部分を日本及びEUが分担する。このため、日本原子力研究開発機構では、ITER工学設計活動で得られた成果をもとに、トロイダル磁場コイルを中心に、実規模での要素試作による製作プロセスや品質保証技術の確立、量産技術の実証、さらに設計の合理化など、実機製作のための技術基盤の確立を行っている。本件では、これら日本におけるITER建設準備のための技術活動の成果について発表する。

論文

Development of CAD/MCNP interface program prototype for fusion reactor nuclear analysis

佐藤 聡; 飯田 浩正; 西谷 健夫

Fusion Engineering and Design, 81(23-24), p.2767 - 2772, 2006/11

 被引用回数:12 パーセンタイル:65.95(Nuclear Science & Technology)

核融合炉核設計計算を高精度でかつ簡便に実施できるよう、CADデータからモンテカルロコードへの自動変換プログラムの開発に着手した。CADデータには、物体領域データのみが存在する。一方モンテカルロ核計算コードでは、空間領域データの記述が必要である。本研究では、自動変換プログラムプロトタイプとして、空間領域データ作成プログラムを開発する。物体領域データをブーリアン演算することにより、空間領域データを作成する手法を開発した。核融合炉では、ブランケット,ダイバータ,真空容器,各種ポート,超伝導コイル等の構造物が物体領域データである。核融合炉全体から、それらの構造物を除いた領域が空間領域であり、空間領域は、大規模でかつ非常に複雑な形状である。核融合炉全体の空間領域データをモンテカルロコード入力データ用の3次元空間における方程式で表現すると、非現実的な莫大な数の方程式が必要となる。本課題を解決するために、CADデータ全体を自動的にキューブ状に細分割し、分割した各キューブごとにブーリアン演算を行う手法を開発した。本手法の開発により、各キューブにおける空間領域の形状は簡易化され、各キューブごとに空間形状を現実的な数の方程式で表現可能となる。開発したプログラムをITER3次元CADベンチマーク問題に適用し、空間領域の形状を作成し、プログラムの妥当性を実証した。

論文

Long pulse operation of 170 GHz ITER gyrotron by beam current control

春日井 敦; 南 龍太郎; 高橋 幸司; 小林 則幸; 坂本 慶司

Fusion Engineering and Design, 81(23-24), p.2791 - 2796, 2006/11

 被引用回数:9 パーセンタイル:56.05(Nuclear Science & Technology)

日本原子力研究開発機構では、170GHz ITER用ジャイロトロンの開発を精力的に継続している。長パルス化を阻害する要因として、発振に重要な役割を果たす電子ビーム電流が、動作中に徐々に減少し、それに伴い出力が減少するあるいは他の不要モードを誘起し目的の発振モードを維持できないという課題が指摘されていた。そこでこの課題を解決し、ジャイロトロンの長パルス動作を実証するために、カソードヒータの制御にプレプログラミング制御を導入し、ビーム電流を維持することを試みた。プレプログラミング制御の結果、発振を伴わないビーム電流引き出し試験において、ITERで必要とされる安定なビーム電流を1000秒間維持することを実現し、プレプログラミング制御の有効性を実証した。また、170GHzジャイロトロンの長パルス発振試験においても、ビーム電流一定制御を実現し、動作時間中で0.5A以内の変動幅に抑えることができた。その結果、約200kWで、最大約8分間の安定した発振を実現し(ダミーロードから求められるパワーが一定)、管内真空度も安定であった。達成した成果は出力エネルギーとしては、原研が開発したジャイロトロンの中では最大である。一方で、パルス幅はジャイロトロン内部の発熱により制限されたが、1MW出力時に発生しうる不要RFのパワーによるジャイロトロン内部の発熱の軽減、及び除熱を強化すべき箇所を明らかにでき、1MW出力時の冷却性能向上に見通しを得た。

論文

Suppression of fast electron leakage from large openings in a plasma neutralizer for N-NB systems

柏木 美恵子; 花田 磨砂也; 山名 貴志*; 井上 多加志; 今井 剛*; 谷口 正樹; 渡邊 和弘

Fusion Engineering and Design, 81(23-24), p.2863 - 2869, 2006/11

 被引用回数:4 パーセンタイル:32.55(Nuclear Science & Technology)

核融合発電炉用中性粒子入射装置(N-NB)に必要なシステム効率(50%以上)を達成するためには、現在のガス中性化セル(中性化効率60%)に変わり、中性化効率80%以上のプラズマ中性化セルの開発が重要となっている。ここでは、低ガス圧・高電離プラズマ、例えば1MeVの負イオンに対して0.08Pa以下,電離度30%以上で3m長のプラズマが必要である。しかし、このような低ガス圧下では、電離に寄与する高速電子の平均自由行程は装置長より長くなるため、プラズマ中性化セルのビーム通過用大開口部からの高速電子損失が問題となっている。この高速電子漏洩を抑制するために、電子軌道解析により開口部に印加する横磁場を設計検討した。その結果を反映し、アーク放電型プラズマ中性化セル(長さ2m,直径60cm)の大開口部(20cm直径)近傍に約30ガウスの弱い横磁場を印加した。ラングミュアプローブによる電子エネルギー分布関数測定から、多数の漏洩高速電子が、横磁場印加後、プラズマ内に戻されたことがわかり、アーク効率(プラズマ密度/アークパワー)は0.08Pa以下の低ガス圧においても1.5倍となった。これにより、30ガウス程度の弱い横磁場印加が、プラズマ中性化セルの開口部からの高速電子漏洩の抑制、及びアーク効率の増大に有効であることを明らかにした。

論文

Evaluation of operation scenario for fusion DEMO plant at JAEA; Constraint of neutral beam injection system

佐藤 正泰; 西尾 敏; 飛田 健次; 井上 多加志

Fusion Engineering and Design, 81(23-24), p.2725 - 2731, 2006/11

 被引用回数:1 パーセンタイル:10.64(Nuclear Science & Technology)

経済性の高い炉を目指して、核融合発電炉の原型炉の検討を行っている。原型炉の特徴は、中心ソレノイド(CS)コイルを小型化した低アスペクト比のトカマク炉である。原型炉の運転シナリオについて、CSコイルを使用せず、ブートストラップ電流と中性粒子入射(NBI)装置を用いてプラズマ電流の立ち上げシナリオを検討した。低電流(5MA以下)からプラズマ電流を立ち上げるには、パワーが電圧に比例する低電流可変電圧方式(CCVV)によるNBI装置の加速電圧を可変にすることが必要である。HHファクター,グリーンワルド限界密度,NBIシャインスルーの条件が運転シナリオに強い制限を与えている。各プラズマ電流の定常状態に対してこの3つのパラメーターを満足させることから、許容NBI加熱パワーを評価した。許容NBI加熱パワーはプラズマ電流値,加速電圧に依存し、運転シナリオの必要条件である。許容NBI加熱パワー値を考慮して、プラズマ電流の時間変化を評価した。NBI加速電圧を4段に変化させた場合、全NBIパワー90MWで、プラズマ電流2MAからフラットトップ16.6MAまで、約3時間で立ち上げ可能であることを示した。

論文

Possibility of tritium self-sufficiency in low aspect ratio tokamak reactor with the outboard blanket only

林 孝夫; 飛田 健次; 西尾 敏; 佐藤 聡; 西谷 健夫; 山内 通則

Fusion Engineering and Design, 81(23-24), p.2779 - 2784, 2006/11

 被引用回数:2 パーセンタイル:18.25(Nuclear Science & Technology)

低アスペクト比トカマク炉において強磁場中のインボード側の構造を簡素化するために、アウトボード側のみのブランケットを用いたトリチウム増殖の可能性を検討した。インボード反射材として中性子増倍材である鉛やベリリウムを用いることによりアウトボードブランケットのトリチウム増殖比(TBR)が増加した。プラズマ対向壁に対する増殖材料の割合を0.78とすると、局所的なTBRは1.35より大きい必要がある。鉛のインボード反射材とアウトボードブランケットの組合せでは、アスペクト比が2.9より小さいときに局所TBRが1.35を上回った。この結果は低アスペクト比トカマク炉においては、アウトボード側ブランケットのみで核融合炉の運転継続に必要なトリチウムの増殖ができる可能性を示している。一方インボード及びアウトボードの両方にベリリウム(Be)及び酸化リシウム(Li$$_{2}$$O)を用いたペブル増殖ブランケットを設置した場合には局所TBRが1.5を超えた。化学的安全性はBe$$_{12}$$Ti及びLi$$_{2}$$TiO$$_{3}$$を用いたブランケットの方が優れており、この組合せではアスペクト比が2$$sim$$4の間で局所TBRがわずかに1.35を上回った。

論文

Compact toroid injection system for JFT-2M

福本 直之*; 小川 宏明; 永田 正義*; 宇山 忠男*; 柴田 孝俊; 柏 好敏; 鈴木 貞明; 草間 義紀; JFT-2Mグループ

Fusion Engineering and Design, 81(23-24), p.2849 - 2857, 2006/11

 被引用回数:5 パーセンタイル:38.34(Nuclear Science & Technology)

JFT-2Mでは、兵庫県立大学との協力研究で先進燃料補給法であるコンパクト・トロイド(CT)入射による粒子補給法の開発を進めてきた。CTプラズマの性能(速度,密度)は、入射装置の生成電源,加速電源の性能に強く依存する。そのため、高性能で安定な電源が必要とされる。JFT-2M用入射装置の加速電源には、電流値400kA,立上がり時間10$$mu$$s以下の高速大電流電源を使用している。通常このような電源のスイッチにはギャップスイッチが使用されるが、JFT-2M用入射装置では放電時のノイズを低減するため、イグナイトロンを使用した設計となっている。そのため、放電回路のインダクタンスの低減と耐電圧から生成電源では6本、加速電源では14本のイグナイトロンを使用する構成となった。これらのイグナイトロンを同時に駆動するために、印加するスタートパルスの波形や電圧を最適化した。その結果、生成電源,加速電源とも1$$mu$$s以下の精度で放電のタイミングを制御することができた。この電源を使用したCTプラズマの生成加速実験で、生成電源の放電開始から加速電源の放電開始までの遅延時間には最適値があり、1$$mu$$sの違いにより生成されるCTプラズマの性能が大きく変化することが明らかとなった。

論文

Activation experiment with D-T neutrons on materials relevant to liquid blankets

Li, Z.*; 田中 照也*; 室賀 健夫*; 佐藤 聡; 西谷 健夫

Fusion Engineering and Design, 81(23-24), p.2893 - 2897, 2006/11

 被引用回数:1 パーセンタイル:10.64(Nuclear Science & Technology)

Li/V合金,Flibe/V合金先進液体ブランケットシステムに用いられる材料の放射化特性を調べるために、FNSにおいてDT中性子照射実験を行った。V合金構造材,MHD圧力損失低減用のEr$$_{2}$$O$$_{3}$$電気絶縁皮膜,Flibe中におけるフッ素の放射化特性を調べるために、V-4Cr-4Ti合金(NIFS-HEAT2),金属Er箔,テフロンフォイルを試料として用いた。単色14MeV中性子の直接照射とともに、特に、低エネルギー中性子に対する応答を調べるためにBeモックアップ内に設置した試料に対する照射を実施した。照射後のGe検出器を用いた$$gamma$$線エネルギースペクトル測定から$$^{161}$$Er, $$^{167}$$Ho, $$^{168}$$Ho, $$^{171}$$Er, $$^{18}$$F, $$^{51}$$Ti, $$^{52}$$V, $$^{48}$$Scの放射能を分析し、MCNP-4C及びJENDL3.3により得られた中性子スペクトルとFISPCT-2001コードを用いて計算された誘導放射能との比較を行った。分析値と計算値は約20%以内で一致したものの、$$^{168}$$Hoに関しては約40%の違いが見られた。

口頭

Non-inductive operation scenario of plasma current ramp-down in CS-less, advanced tokamak reactor

中村 幸治; 飛田 健次; 武井 奈帆子; 高瀬 雄一*; 福山 淳*; 西尾 敏; 佐藤 正泰; Jardin, S. C.*

no journal, , 

VECTORなどの中心ソレノイドが無い低アスペクト比コンパクト炉は、プラズマ電流分布を制御・維持する非誘導的な電流駆動技術を必要とする。このため、輸送改善モデルを組み込んだ磁気流体TSCコードを用いて、現実的な加熱パワーと許容し得るGreenwald密度やベータ限界の諸条件を満たしながら、中心ソレノイド(CS)を用いないで電流を立ち上げる自己無撞着な数値シミュレーションを行った。このプラズマ電流立ち上げ研究に対して、本論文では、中心ソレノイド無し先進炉に欠くことができないもう一つの安定運転シナリオ、すなわち、ディスラプションの無い、非誘導的なプラズマ電流立ち下げ技術の可能性を論じる。10MA完全非誘導の定常高ベータ,負磁気シア・プラズマに与えていた75MWのNB加熱と3.5MAの外部駆動電流を瞬時に取り除く操作によって、電流立ち下げ過程をモデル化した。これらNB加熱と外部駆動電流を取り除くことによって、内部輸送障壁近傍に局在する自発電流や誘導的な「リターン電流」の分布構造が変動する様子をPFコイル系の過渡応答を含めて総合的に調べた。また、ディスラプション回避の制御性、負から正への磁気シア遷移の安定性、さらに、非接触ダイバータ配位を立ち下げ全域に渡り長時間維持する制御方法を議論した。また、プラズマ位置や形状を制御する際発生する微弱の誘導電流を評価し、これが立ち下げ運転に与える効果を明らかにした。地震等による緊急停止要請に対する即応性の観点から、超伝導コイル制御の技術的な制限条件を考慮しながら許容し得る電流立ち下げ速度を評価した。

口頭

Irradiation effect of D-T neutron on superconducting magnet materials for fusion

西村 新*; 菱沼 良光*; 妹尾 和威*; 田中 照也*; 室賀 健夫*; 西嶋 茂宏*; 片桐 一宗*; 竹内 孝夫*; 進藤 裕英*; 落合 謙太郎; et al.

no journal, , 

燃焼プラズマ核融合装置では強い磁場強度と燃焼プラズマを維持するための超伝導磁石システムが利用される。この核融合装置ではプラズマを高温にするためにNBIや電子サイクロトロン共鳴装置等の加熱装置が大型ポートに設置される。そのため超伝導磁石冷却用のクライオスタットがDT核融合中性子に曝され、超電導材料にダメージを与えることが懸念される。中性子照射による候補超伝導材料の劣化特性メカニズムを検証及び照射による超伝導材料への効果のデータを構築するために、日本原子力研究開発機構の核融合中性子源FNSによる超伝導材料照射実験を行いその照射影響を調べた。その結果、中性子照射による臨界温度の低下が観測されたものの、ITERクラスでは問題とならないことを確認した。

口頭

Operational flexibility of CS-less tokamak power reactor

西尾 敏

no journal, , 

CSコイルを排除したトカマクプラズマの平衡配位はその断面形状、特に三角度に制限が課せられることが指摘されている。しかしながら三角度の決定因子はポロイダルコイルの位置の他にプラズマの電流分布と楕円度も重要なパラメータである。CSコイルを排除して、三角度,電流分布及び楕円度の三者間の定量的関係が詳細な平衡計算によって示されている。そこでは、著しい性能低下を招かない程度の楕円度(2以上は確保)の範囲及び実験の裏付けのある電流分布(0.5程度の規格化内部インダクタンス)の範囲内で必要な三角度は確保されている。

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