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閨谷 譲
Fusion Engineering and Design, 30, p.25 - 37, 1995/00
被引用回数：1 パーセンタイル：17.36(Nuclear Science & Technology)JT-60Uでは、「閉じ込め改善」と「定常化研究」を主なテーマとして実験を行っている。閉じ込め改善の分野では、加熱分布を制御することにより、高
Hモードの最適化を推進した。定常化研究においては、ITERの物理R&Dの主要課題でもあるダイバータの熱負荷低減のための放射冷却ダイバータの研究、核融合プラズマの核反応
粒子等、高速イオンによって引き起こされる不安定性(TAEモード)の研究等が進展した。ディスラプション回避及びそれに伴う電磁力の低減化研究では、エネルギークエンチ直前の蓄積エネルギーとプラズマ電流消滅時間との関係を明らかにした。また、第一壁のディスラプションによる破損の現象から、ハロー電流のトロイダル方向の非一様性を評価した。
坂本 慶司; 恒岡 まさき; 春日井 敦; 高橋 幸司; 前原 直; 今井 剛; 假家 強*; 岡崎 行男*; 林 健一*; 満仲 義加*; et al.
Fusion Technology 1994, 0, p.501 - 504, 1995/00
大電力ミリ波源であるジャイロトロンの効率向上を計るため、相互作用(ミリ波発振)を終えた電子ビームのエネルギーを回収するジャイロトロンを設計製作し、実験を行った。これは、ジャイロトロンのミリ波発振部と電子ビームを吸収するコレクタ部の間に電子ビームを減速する静電圧を印加し、その電子ビームが失ったエネルギーを電源部に回収するものである。その結果、出力610kW(周波数110GHz)において、ジャイロトロン単独での効率30%を50%に向上させることに成功した。さらに出力350kWにおいて長パルス化実験を行い、5秒までの安定な発振を確認した。また同時にコレクタの熱負荷の大幅な低減(約1/3)、エージング時間の短縮化、電源の低容量化及びその簡素化等が実証された。これらの成果は、核融合プラズマの生成加熱、電流駆動のための電子サイクロトロン共鳴加熱システムの低コスト化に直結するものである。
前原 直; 今井 剛; 永島 孝; 伊藤 聡志*; 手塚 勝彦*; 三宅 節雄*; 米澤 宏*; 大家 圭司*
Fusion Technology 1994, 0, p.561 - 564, 1995/00
将来のLHRFシステムの総合効率50%以上及びシステムの簡素化のために、RF効率60%以上かつRF出力700kW以上を目指した5GHzクライストロンの開発を進めている。設計では、出力空洞での熱負荷を最小限に押さえ、設計条件を満足する各パラメターの最適化を行った。この結果、ビームパラメターとして、低パービアンス0.7
P(入力電力1.3MW)およびホロー・ビームを採用することにより、設計条件を満たすことが分かった。またパルス幅15sec.における試作球の出力試験において、上記性能を確認した。本講演では5GHzクライストロンの設計およびパルス幅15sec.における試作球における出力試験結果について、詳細に報告する。
森山 伸一; 藤井 常幸; 木村 晴行; 三枝 幹雄; 山本 巧; 前原 直; 小川 芳郎*; 奥津 平二*; 小林 則幸*
Fusion Technology 1994, 0, p.549 - 552, 1995/00
ITER等の次世代トカマクの加熱装置として、有力な候補であるイオンサイクロトロン帯高周波(IC)加熱装置には、高出力、高効率、広帯域の高周波源が必要である。この要求を満たし、四極管一本と全固体入力回路で構成された新型高周波源を開発中である。四極管は増幅率の大きいカソード接地動作とし、コントロールグリッドを、電界効果トランジスタ(FET)を用いたスイッチング回路によって駆動する。周波数の切り換えに用いる可動素子が従来型高周波源で12~14個必要なのに対して、新型高周波源は合計4個でよいので高速で高信頼性の機構が実現できる。高周波源の構成が単純になるので、冷却装置、補助電源の簡略化が可能で設置面積を小さくでき、出力電力あたりのコストを抑えることができる。原理検証として、すでに1993年に4個のFETと東芝製8F76Rを用いて70MHzにおいて9kWの出力を確認している。今回、ITERのIC加熱装置の周波数範囲である20~90MHzでのMW級動作を念頭に置き、24個のFETを用いた設計を行った。これに基づいて試作した固体入力回路の動作試験を行い、1MWの出力が可能な発生電圧を確認した。
近藤 育朗; JT-60チーム
Fusion Technology 1994, 0, p.759 - 762, 1995/00
JT-60Uの実験運転は今年4年目に入った。本シンポジウムにおいては本装置の機器性能を、その実験上の効果との関連において、これまでの実験運転を通じて明らかになったことを報告する。これまでの実験ではいわゆる高p配位と呼ばれる体積50m
前後の比較的小さいプラズマで成果を上げてきた。核融合積を10
m
・s・keVの大台に乗せたあとは、もっと広い範囲のプラズマ密度領域での良い閉込め特性を求める努力が続けられている。これまでに得られたプラズマ特性はトカマク自身の性能に加え、様々な技術的手法を用いて、リップル効果や、色々な意味での不安定性を避ける道を見つけることによって得られたものである。ダイバータ運転におけるX点位置の実時間制御、テイラー型放電洗浄を効果的に行うためのコイル結線の組変え、NBI高出力化のためのイオン源の引出し電極のギャップ調整などがその例である。
石塚 悦男; 河村 弘; 寺井 隆幸*
Fusion Technology 1994, 0, p.1345 - 1348, 1995/00
核融合炉ブランケットにおいて、中性子増倍材として直径1mmの球状ベリリウムの使用が検討されている。ベリリウムのトリチウム放出は、ブランケット内のトリチウムインベントリー評価上重要である。このため、ベリリウムからのトリチウム放出実験を行った。実験からトリチウムの有効拡散係数を求めたところ、活性化エネルギは酸化ベリリウムの値と等しくなり、表面酸化膜の効果が認められた。また表面酸化膜の測定から酸化膜の増加が観測されたため、これらの表面酸化膜の挙動を考慮したモデルを提案し、実験との比較を行った。
小野塚 正紀*; 辻村 誠一*; 豊田 真彦*; 井上 雅彦*; 阿部 哲也; 村上 義夫
Fusion Technology 1994, Vol.1, p.803 - 806, 1995/00
核融合装置では、真空容器に発生する電磁応力を低減するため、あるいは接触電位を安定化するために炉内構造物等に電気絶縁性や導電性を付与する必要がある。ここでは、上記性質を付与する方法として、プラズマ溶射法による絶縁膜および導電膜のコーティングを試みたので、その結果を報告する。電気絶縁および導電材として、それぞれAl
O
およびCrC膜をSuS基板上にコーティングし、電気的性質や耐摩耗性等を調べた。その結果、これらコーティング膜および手法によって大型構造物に電気絶縁性および導電性を付与することが充分に可能であることがわかった。
木村 豊秋; 川俣 陽一; 秋葉 賢一*
Fusion Technology 1994, Vol.1, 0, p.691 - 694, 1995/00
JT-60UやITER等では、その核融合炉心級プラズマの性能向上は装置保護のため、従来にも増して精度良いプラズマ位置・形状制御、安全な運転のためのインターロック機能の強化が必要である。これらのためには、プラズマ断面位置・形状の精度良い同定や多変数非干渉制御などの複雑な演算を高速で処理できるシステムの開発が必要である。このようなシステムの実現には、複数のマイクロコンピュータの並列化による処理の高速化が有力な手段である。本発表では、JT-60Uにおけるプラズマ制御に適用するため、高速のディジタル信号処理装置(DSP)を応用した並列処理制御システムの概念設計について報告する。本DSPは、6本の通信ポートによりハイパー・キューブ等のマルチプロセッサ・システムが構成可能で、制御処理の並列度や許容遅れ時間を考慮したDSPの最適個数の評価、他の並列処理方式のシステムとの性能評価等を行う。
O-dispersed copper and SS316 joints fabricated by friction welding method土谷 邦彦; 河村 弘; 斎藤 実
Fusion Technology 1994, Vol.1, 0, p.447 - 450, 1995/00
高強度及び伝導度を有する銅合金の使用が、核融合装置のダイバータ及び第1壁において考えられている。銅合金の中で、アルミナ分散強化銅が有望視されており、最近、アルミナ分散強化銅とステンレス鋼の接合技術の開発が行われている。本研究において、摩擦圧接法によるアルミナ分散強化銅とSS316の継手を試作し、それらの試作した継手と無酸素銅とSS316の継手の機械的特性評価を行った。評価項目として、これらの継手の引張強度、金相観察及びEPMA分析を実施した。その結果、継手の機械的強度は、ほぼ接合母材(銅合金)に匹敵する値が得られ、異材継手としての使用に耐えうる特性が得られた。
角舘 聡; 多田 栄介; 岡 潔; 村上 伸*; 田口 浩*; 堀江 誠; 小原 建治郎; 近藤 光昇*; 柴沼 清; 関 昌弘
Fusion Technology 1994, Vol.2, 0, p.1411 - 1414, 1995/00
核融合実験炉では、DT燃焼時に発生する中性子によって炉内構造物は放射化させる。このため、炉内構造物の保守/交換は、遠隔操作で高精度/信頼性高く行われなければならない。これまで、ダイバータ保守用遠隔機器としてビークル型遠隔について縮小モデルによる設計概念の妥当性および収納展開機構の検証を行ってきた。実規模での保守性を検討するために本機器の基本構造体である1/1マニピュレータを試作し、機器のもつ機械的な特性試験およびダイバータ把持位置のセンシング試験を行い、各機構部位の剛性や固有振動数および繰り返し位置決め精度、センシング精度を明らかにした。本報では、試作した1/1ビークル型マニピュレータについて各機構部位の設計概念と機械的特性試験およびダイバータ把持位置のセンシング試験を行ったので、その結果について報告する。
O film as electrical insulator in liquid metal blanket中道 勝; 河村 弘; 宮島 生欣*; 原田 良夫*; 斎藤 実
Fusion Technology 1994, Vol.2, 0, p.1217 - 1220, 1995/00
核融合ブランケット開発の一環として、電気絶縁材料であるセラミックコーティング膜の構造体への施工について検討を行っている。コーティング材としては、電気絶縁性及びリチウムとの両立性の観点からYOが有望視されている。今回は、YO膜の試作結果について報告する。本試作では、case1)化学緻密化(CDC)法、case2)プラズマ溶射法、case3)プラズマ溶射膜に封孔処理、case4)SUS410アンダーコート上にプラズマ溶射膜を施工後に封孔処理の4つの施工法について行った。本試作の結果、case 4の施工法で耐熱衝撃性に優れた膜が施工できることが明らかになり、YO膜施工に関して技術的な見通しを得ることができた。
倉沢 利昌; 高津 英幸; 佐藤 聡; 中平 昌隆; 古谷 一幸; 橋本 俊行*; 河村 弘; 黒田 敏公*; 常松 俊秀; 関 昌弘
Fusion Technology 1994, Vol.2, 0, p.1233 - 1236, 1995/00
原研で行っている核融合実験炉のための固体増殖材方式ブランケットの設計とR&Dの最近の成果をまとめた。固体増殖材ブランケットは、広範なR&Dベース、高い安全性、DEMO炉への適合性等から、実験炉の増殖ブランケットとしても魅力ある概念である。原研では、増殖材、増倍材共にペブル形状にして層状に配置した構造を提案してきており、詳細な核・熱・機械特性解析評価と製作性の検討を行うことにより設計を進めている。また、ペブル材料の特性評価、ペブル充填層の熱伝導特性評価、ブランケット構造体の製作性及びその機械特性評価等を進めた。本論文は、これら設計及びR&Dの最近2年間の進展をまとめる。
