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諫山 明彦; JT-60チーム
Plasma and Fusion Research (Internet), 5, p.S1003_1 - S1003_7, 2010/03
本講演では、JT-60U及びJT-60SAにおける先進トカマク研究の成果を発表する。先進トカマクプラズマにおいては、高い規格化ベータ値(
),高い閉じ込め性能(
),高い非誘導電流駆動割合等を同時に満たすプラズマを定常的に維持することが必要である。JT-60Uでは、2008年8月末の運転終了まで、先進トカマクプラズマ開発を精力的に行い、(1)ITERハイブリッド・シナリオで要求されるパラメータを満たす高ベータ・高閉じ込めプラズマの長時間維持(=2.6, =1.0-1.1, 自発電流割合0.43-0.46を25秒間),(2)変調した電子サイクロトロン電流駆動(ECCD)による新古典テアリングモードの安定化,(3)自由境界理想MHD限界を超えた高プラズマの長時間維持等に関する成果を上げてきた。また、JT-60SAの設計活動においては、本体機器の設計のほか、運転領域やMHD安定性などに関する物理設計も進めている。
Froese, A.*; 滝塚 知典; 矢木 雅敏
Plasma and Fusion Research (Internet), 5, p.S1017_1 - S1017_4, 2010/03
スクレイプオフ層プラズマ中の磁力線平行方向の電子熱輸送について、粒子コードPARASOLを用いて研究を行った。クーロン衝突は二体衝突モデルにより正確に模擬されている。熱流束はダイバータ板への対流・伝導損失に加え放射冷却で消失する。衝突が多いとき、熱伝導はSpitzer-Harmの式で表されることが確かめられた。平均自由行程が長いときは、熱伝導流は自由熱流の係数alpha倍に制限される。放射冷却が少ないときは係数
は小さな値(シース制限値の0.1程度)となるが、放射冷却が多くなるとの値は1程度まで大きくなることを見いだした。
岩前 敦; 小川 宏明; 杉江 達夫; 河西 敏*; 草間 義紀
Proceedings of 18th International Toki Conference on Development of Physics and Technology of Stellarator/Heliotrons en route to Demo (ITC-18) (CD-ROM), p.450 - 453, 2008/12
We are developing a spectroscopic diagnostics system in wavelength region of 200
1000 nm for monitoring ITER divertor plasmas, such as the influxes of impurity elements, the position of the ionization front, the electron temperature and density. An equivalent size prototype of the optical components for the upper port spectroscopic diagnostics system has been fabricated and assembled into the system to estimate quantitative light throughput. Line intensities of helium ash and carbon ions are estimated with collisional radiative model. Measured signal intensity is estimated with the prototype spectral throughput and the estimated line radiance. The reflection of the plasma facing materials of divertor, tungsten and carbon fiber composite are measured. The tungsten reflection is 23% at 
656 nm. There is anisotropic aspect of the reflection from the tungsten divertor material surface.
Antoni, V.*; Agostinetti, P.*; Cavenago, M.*; DeEsch, H. P. L.*; Fubiani, G.*; Pilan, N.*; Serianni, G.*; Veltri, P.*; NBI RFX Team*; 柏木 美恵子; et al.
Proceedings of 18th International Toki Conference on Development of Physics and Technology of Stellarator/Heliotrons en route to Demo (ITC-18) (CD-ROM), p.149 - 152, 2008/12
ITERでは二つの中性粒子入射装置(NBI)を用いて33MWの加熱パワーをITERに投入するために、1MeV, 40Aの重水素負イオンビームを作る加速器が必要とされている。ITER NBI用負イオン加速器開発においては、単孔単段加速器との比較試験を通じて多孔多段加速器が採用された。またNBIの試験を迅速に進めるために、パドバに建設予定のNBI試験装置では、RF負イオン源を最適化試験を実施する計画を進めている。加速器の物理設計においては、粒子コードによりイオンや電子の加速、またこれらの粒子とガスや電極との衝突による発生する2次粒子を調べ、これらによる電極熱負荷を解析した。本論文では、負イオン加速に焦点を当てこれら最近のR&D成果について報告する。
飛田 健次; 斎藤 愛*; 西尾 敏; 榎枝 幹男; 谷川 尚; 佐藤 聡; 鶴 大悟; 廣瀬 貴規; 関 洋治; 山田 政男*
no journal, ,
核融合炉ではトリチウム燃料自給が不可欠であり、この意味で燃料自給を満たすブランケットの設計は他の構成機器以上に重要といえる。一般に、強大な電磁力に対する耐性、十分な除熱性能などブランケットに求められる多くの要件を満たしつつ燃料自給を成立させるブランケット概念を近未来に利用しうるブランケット構成材料で構築することは決して容易ではない。本稿は、日本の主案である水冷却固体増殖ブランケット方式について、燃料自給性及び原型炉に求められる機能(交換ブランケットと固定ブランケットとの分割、導体シェルの設置など)を備えたブランケット及び炉構造概念を研究したものである。この研究の結果、(1)トリチウム増殖比の必要値を得るためには導体シェルをr
/a=1.34程度まで後退させる必要がある、(2)ダイバータ後方にブランケットを設置した場合のトリチウム増殖比の増加は0.010.02という結果を得た。また、現在構想中の原型炉において有望と考えられるブランケット構造概念を構築した。
坂本 慶司; 梶原 健; 春日井 敦; 小田 靖久; 高橋 幸司; 小林 貴之; 諫山 明彦; 森山 伸一
no journal, ,
核融合炉に向けたプラズマ加熱用大電力ジャイロトロンとミリ波技術について、原子力機構の研究開発の進展について報告する。これまでITER用ジャイロトロン開発で、ITERの目標である1MW, 500秒を上回る成果を上げ、その後累計200ギガジュールのミリ波エネルギーを発生させ、その信頼性を実証した。また、このジャイロトロンを1MW級ミリ波源として、ITER用伝送系及び結合系の開発が進展した。さらに、JT-60Uでは、3MW級ミリ波のプラズマ入射と加熱実験を成功させ、プラントとしての健全性を実証した。これまでの成果をまとめるとともに、原型炉に向けたミリ波技術開発の方向性と計画を招待講演として発表する。
