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Liu, C.; 飛田 健次
Journal of Plasma and Fusion Research SERIES, Vol.9, p.197 - 201, 2010/10
原型炉のダイバータ板で除熱可能な最大熱流束をFLUENTコード解析によって調べた。ダイバータ板はモノブロック型タングステンアーマと低放射化フェライト鋼配管から構成され、290
C, 150気圧の加圧水で冷却すると仮定した。この結果、タングステンの熱膨張率はフェライト鋼よりも小さいため、タングステンアーマが冷却配管の内圧を支えることになり、一次応力はほとんど問題にならないことがわかった。フェライト鋼の使用温度上限と配管内の熱応力による二次応力が最大熱流束の決定要因であり、この評価値は5MW/m
であった。熱流束を改善する方策として、配管径を小さくする方法及びSiC/SiC配管にする方法を提案した。
小林 貴之; 諫山 明彦; Fasel, D.*; 横倉 賢治; 下野 貢; 長谷川 浩一; 澤畠 正之; 鈴木 貞明; 寺門 正之; 平内 慎一; et al.
Journal of Plasma and Fusion Research SERIES, Vol.9, p.363 - 368, 2010/08
JT-60 ECRF装置のパルス幅(5秒)を伸ばすための改良がJT-60SA(100秒)へ向けて必要である。欧州により電源が新規に設計,製作及び設置される。また、新たに設計したモード変換器を備えた改良型ジャイロトロンの調整運転を開始した。本モード変換器によって、ジャイロトロン内での回折損失による内部機器への熱入力が低減され、1MWの長パルス発振が期待できる。JT-60Uで実証されたヒータ電流やアノード電圧をプレプログラム/フィードバック制御する手法が、発振中のカソード冷却によるビーム電流の減少対策として重要と考えられる。伝送系については、真空排気した伝送路により1系統あたり1MWの伝送が可能である。一方、結合系については真空容器内機器のメンテナンスが困難であることから、真空容器内での冷却水リークや駆動機構のトラブルのリスクを低減するために直線駆動アンテナ手法が提案され、詳細な設計及び低電力試験を開始した。
福本 正勝; 仲野 友英; 正木 圭; 伊丹 潔; 上田 良夫*; 田辺 哲朗*
Journal of Plasma and Fusion Research SERIES, Vol.9, p.369 - 374, 2010/08
安全の観点から、核融合炉内のトリチウム蓄積量を基準値以下にする必要がある。そのため、水素同位体の蓄積量が比較的小さいタングステンが、ITERなどのプラズマ対向壁として有力である。これまで、タングステンへの重水素の蓄積量や表面形状の変化が基礎実験で調べられてきたが、トカマク装置を用いて調べた結果は少ない。大型トカマク装置でタングステンへの重水素の蓄積量や表面形状の変化を調べ、この結果を基礎実験の結果と比較・検討し、ITERのタングステン壁へのトリチウム蓄積量や表面形状の変化を予測する必要がある。JT-60Uでは、2003年に外側ダイバータの一部にタングステンを被覆した炭素繊維複合材料のタイルを設置し、2004年の実験終了後に一部のタイルを取り出した。本研究では、このタイルの表面状態と重水素の深さ分布を調べた。表面観察から、タングステン表面はスパッタリングにより損耗していたが、断面観察から損耗量は小さいことがわかった。タングステン層中の重水素の深さ分布は、タングステン層中の炭素不純物の分布と相似であった。したがって、重水素の蓄積量はタングステン層中の炭素量に依存している。
芝間 祐介; 正木 圭; 櫻井 真治; 柴沼 清; 逆井 章
Journal of Plasma and Fusion Research SERIES, Vol.9, p.180 - 185, 2010/08
原子力機構は、日欧協力によるサテライトトカマク(JT-60SA)を建設中である。ダイバータ機器,第一壁,容器内コイルが設置される真空容器は、大きな電磁力に耐えるために剛構造で、かつプラズマ着火のために高い一周抵抗の構造が要求される。このため、二重壁構造を採用し、壁間に放射線遮蔽ボロン水を満たす。非運転時には高温窒素ガスを流して200Cベーキングを行う。真空容器の構造解析を実施し、設計に健全性を確保している。構造解析は、運転中のプラズマ消滅に起因する電磁力,ベーキング時の熱応力,地震力を想定する。真空容器の設計の現状を報告し、試作状況を紹介する。
神藤 勝啓; Vermare, C.*
Journal of Plasma and Fusion Research SERIES, Vol.9, p.174 - 179, 2010/08
国際核融合材料照射施設(IFMIF)は核融合材料開発のための重要な施設であり、その工学実証及び工学設計活動(EVEDA)が2007年7月から開始されている。IFMIFは三つの主要なシステムから構成されているが、そのうちの一つである加速器系の主な目的は、下流の液体リチウムターゲットシステムに安定に供給して10
個/m
/sの中性子束を発生させるために、2機の線形加速器で40MeV/250mAの重水素正イオン(D
)の連続ビームを生成することである。EVEDAにおける加速器系の主な活動は、IFMIF加速器実機の低エネルギー部にあたる入射器,RFQリナック,超伝導リナックの初段で構成される原型加速器による工学実証と、その成果を含めたIFMIF加速器の工学設計である。この論文では、日本と欧州の各実施機関で設計,製作及び個別試験をして、六ヶ所村の国際核融合エネルギー研究センター内IFMIF/EVEDA開発試験棟で統合試験をする9MeV/125mA Dビームの原型加速器の各構成機器の事業開始から2年間に行った設計及びその基礎となるビーム力学研究の成果について、事業チームの観点から報告する。
石川 正男; 近藤 貴; 西谷 健夫; 河野 康則; 草間 義紀
Journal of Plasma and Fusion Research SERIES, Vol.9, p.43 - 47, 2010/08
ITERにおいて日本が調達するマイクロフィッションチェンバー(MFC)及びポロイダル偏光計の設計に向けて、中性子モンテカルロコード(MCNP)を用いた中性子輸送解析を行い、運転時におけるそれぞれの機器での核発熱量や温度上昇を評価した。その結果、MFCの排気管の核発熱量は最大で約0.3W/ccと評価された。この結果をもとに温度上昇を評価したところ、排気管に取り付けられる冷却用クランプの間隔を20cmとした場合の最大温度は約230Cとなり、10cmとした場合は約150Cまで低減できることがわかった。また、上部ポート内に設置されるポロイダル偏光計の光学ミラー(ビーム径を140mmとして設計)のうち最もプラズマに近いミラーの核発熱量は、中性子遮蔽材を設置しない場合で約2W/ccと評価され、遮蔽材を使用した場合でも約0.8W/ccとなることがわかった。これに対し、ビーム径を140mmから100mmにして評価を行ったところ、ビーム径が140mmの時と比べて約30%以上核発熱量を低減することがわかった。今後、これらの結果をもとに、冷却機器や遮蔽材の設計を行っていく必要がある。
谷塚 英一; 波多江 仰紀; 草間 義紀
Journal of Plasma and Fusion Research SERIES, Vol.9, p.12 - 17, 2010/08
Calibration of spectral transmissivity of the collection and transmission optics is one of the most crucial issues in Thomson scattering diagnostic system. In ITER, since the vacuum vessel will be radioactivated, it will not be easy to calibrate the spectral transmissivity nearby the vacuum vessel. By injecting additional calibration laser and fitting both of two Thomson scattering lights, one can obtain electron temperature 
and relative transmissivity of each spectral channel of polychromator from Thomson scattering signal itself. As a calibration laser, Ruby laser is a promissing candidate because wavelength of it is desirable not to differ from both of main laser and lower limit of observation so much. Even when spectral transmissivity is unknown, will be obtained with less than 10 % of accuracy, which is a requirement of edge measurement in ITER.
岩井 保則; 佐藤 克美; 山西 敏彦
Journal of Plasma and Fusion Research SERIES, Vol.9, p.332 - 337, 2010/08
室温・飽和水蒸気雰囲気下で高い水素酸化活性を有する疎水型白金触媒を開発した。アルキルスチレン・ジビニルベンゼン共重合体(ASDBC)上に白金を担持した新しいタイプの白金触媒は容積あたりの必要白金担持量が既存の疎水型白金触媒の半分にまで低減が可能である。室温・飽和水蒸気雰囲気下において10000ppmの水素ガスを用いたPt/ASDBC触媒の水素酸化試験では空塔速度320から3300h
の範囲で99%を超える水素酸化活性を確認した。触媒を用いた水素酸化反応の律速段階が細孔拡散であるので、放射線照射技術を用いた触媒内細孔の制御を試みた。その結果、電子線照射したPt/ASDBC触媒の水素酸化活性は未照射に比べ向上することを確認した。
大島 貴幸; 藤田 隆明; 関 正美; 川島 寿人; 星野 克道; 柴沼 清; Verrecchia, M.*; Teuchner, B.*
Journal of Plasma and Fusion Research SERIES, Vol.9, p.620 - 624, 2010/08
JT-60SA計画では、日欧に分散する原子力機構とEUがCADを使用し、調達機器の設計が進められている。CADデータは、機器ごとにファイルサーバで管理されるが、それらを共通のデータとして扱うには、日本の実施機関である原子力機構のイントラとは物理的に切り離されたJT-60SA用の独立ネットワークを日欧間で構築することとした。このたび、VPN暗号化技術を使い、ネットワークセキュリティを維持しつつ、低価格で、機動性の高いネットワークを目指して開発を進め、2009年7月に、那珂とEUガルヒンとの間でVPN通信を開通させた。設計統合の進捗に合わせて、日欧のネットワークインフラの共有化を段階的に構築していく予定である。さらに、JT-60SAの運転開始時には、BA活動を同センターで展開するIFERCプロジェクトと協力して、六ヶ所サイトからJT-60SAへの遠隔実験参加の試験を行うことが計画されており、また、JT-60SA実験時には、EUから大規模な実験データへアクセスすることも想定する必要があることから、今後は、遠隔実験参加にかかわる技術開発への貢献も視野に入れ開発を進める。
坂本 宜照; 飛田 健次; 荒木 政則
Journal of Plasma and Fusion Research SERIES, Vol.9, p.375 - 380, 2010/08
最近のトカマク実験は、1を超える等価エネルギー増倍率を達成するなど、高い核融合性能を得ている。さらに、ITERではエネルギー増倍率10の核燃焼実験を予定し、自己加熱による燃焼プラズマの物理基盤確立を目指している。一方で、原型炉では定常運転の必要性から、高い核融合性能だけでなく熱粒子制御を含めて総合性能を高める必要がある。ここで、総合性能の指標として規格化した7要素(閉じ込め性能,プラズマ圧力,自発電流割合,非誘導電流駆動割合,燃料純度,放射損失割合,プラズマ密度)を導入する。本発表では、これまでのトカマク実験で達成された総合性能を7要素を評価基準として整理し、原型炉に向けた重要課題について議論を行う。
宮戸 直亮; Scott, B. D.*; 徳田 伸二*
Journal of Plasma and Fusion Research SERIES, Vol.9, p.546 - 551, 2010/08
一般に有限ラーマー半径効果により案内中心流体モーメントは対応する粒子流体モーメントとは異なる。最近、われわれは強いE
B流を含む案内中心基本1-形式を導き、それから場の理論を通して案内中心Vlasov-Poisson系を構築した。従来の強いEB流を含む案内中心1-形式とは対照的に、導出した案内中心1-形式のシンプレクティック部分は標準的なジャイロ運動論的1-形式のそれと形式的に同じであり、案内中心ハミルトニアンも標準的ジャイロ運動論的ハミルトニアンの長波長極限に形式的に一致する。それゆえ、修正案内中心流体モーメントと粒子流体モーメントの間の関係は、長波長極限の標準ジャイロ運動論から得られるものと似ていることが予想される。そこで粒子流体モーメントを案内中心流体モーメントで表し、長波長極限の標準ジャイロ運動論から得られるものと比較する。
島田 勝弘; 寺門 恒久; 松川 誠; Cara, P.*; Baulaigue, O.*; Gaio, E.*; Coletti, R.*; Candela, G.*; Coletti, A.*
Journal of Plasma and Fusion Research SERIES, Vol.9, p.163 - 168, 2010/08
This paper describes the stable coil current control method of back-to-back thyristor converters as a design study. The back-to-back thyristor converter is applied to "Base PS" which is low-voltage power supply for PF coil in JT-60SA. This converter has six arms of anti-parallel connected thyristor devices to enable to operate with 4 quadrant operation. The dead beat control method is applied on the current feedback control algorithm. In addition, the non-interacting control method is adopted between coil current and circulating current among converters, which is necessary for smooth reversing of the coil current polarity. The rate limiter for control angles of thyristor converter is introduced to suppress the excessive current unbalance between converters. To estimate the proposed coil current control method, the real "Base PS" models are simulated by "PSCAD/EMTDC" code. From the simulation results, the stable control capability was obtained.
梅田 尚孝; 水野 貴敏; 谷口 正樹; 柏木 美恵子; 江里 幸一郎; 戸張 博之; 大楽 正幸; 渡邊 和弘; 坂本 慶司; 井上 多加志
Journal of Plasma and Fusion Research SERIES, Vol.9, p.259 - 263, 2010/08
原子力機構では、MeV級加速器においてITER級水素負イオンビームの長パルス加速試験を行っている。試験後の電極孔周囲には偏向した負イオンビーム及び負イオンから剥離した電子や電極から発生した2次電子等の衝突による溶融が見られ、高パワー・長パルスビーム加速のためには、ビーム偏向を補正するとともに電極の冷却性能向上が必要である。本研究では、3次元非定常熱解析により新電極の設計を行った。熱解析の結果、高パワービーム加速時には電極表面温度は数秒で融点(1084C)を越え得ることが判明した。この対策として、従来、電極裏面にロー付けされていた冷却配管に代え、ガンドリルで直接電極孔間に冷却流路を設けることとした。その結果、電極表面温度上昇を低減するとともに、スペースの制約により14mmに制限されていた電極孔径を16mmに増加することができ、負イオン衝突による熱負荷の低減も可能となった。熱解析の結果、新電極では前回の電極に比べて大幅に温度上昇が抑制され、次回の試験ではさらなる高パワー・長パルス加速実現の見通しが得られた。
山内 邦仁; 島田 勝弘; 寺門 恒久; 松川 誠; Cara, P.*; Gaio, E.*; Santinelli, M.*; Coletti, R.*; Coletti, A.*
Journal of Plasma and Fusion Research SERIES, Vol.9, p.220 - 225, 2010/08
High current of about 500 kA will be induced in the passive structures such as vacuum vessel and stabilizing plate at plasma initiation in JT-60SA, because the total resistance of the passive structure is approximately 16 
and the breakdown electric field of 0.5 V/m is expected for stable plasma initiation from the experiments of JT-60U. Therefore, a precise evaluation of the magnetic field performance using the accurate circuit analysis model has to be conducted to obtain stable plasma breakdown and for designing the detail of power supply system. In this paper, the preparation procedure of the analysis model will be presented. Then, some circuit analysis results of plasma breakdown will be given using ideal power supply and actual thyristor converter model for comparison. The delay effect of converter voltage control and the discrepancy of current control would be summarized as the first achievement. The voltage fluctuation of generator (H-MG, 400 MVA) at plasma initiation will be also described, because large reactive power fluctuation may cause large voltage fluctuation and sudden phase shift of the AC source voltage of thyristor converter.
松川 誠; 寺門 恒久; 山内 邦仁; 島田 勝弘; Cara, P.*; Gaio, E.*; Novello, L.*; Ferro, A.*; Coletti, R.*; Santinelli, M.*; et al.
Journal of Plasma and Fusion Research SERIES, Vol.9, p.264 - 269, 2010/08
Reliable plasma initiation is very important in the nuclear fusion devices especially in superconducting tokamaks. Applicable breakdown electric field would be limited up to level of 0.5 V/m to suppress large AC losses in the superconducting magnet. Furthermore, induced current in the passive structure such as vacuum vessel and stabilizing plate would increased easily to the comparable level of plasma current with several hundred kA even in the case of ECH assist breakdown. Therefore, optimization of the applied voltage to the poloidal field coil is necessary for stable plasma initiation. In this paper, the rationalized plasma initiation scenario using cost effectively designed power supply system will be provided.
朝倉 伸幸; 清水 勝宏; 川島 寿人; 飛田 健次; 滝塚 知典
Journal of Plasma and Fusion Research SERIES, Vol.9, p.136 - 141, 2010/08
原型炉SlimCS(核融合出力3GWクラス、プラズマからの排出されるパワーはおよそ500MW)における熱処理について、SONICコードにより検討を行った。SONICコードは、磁力線に沿う方向と垂直な方向の2次元メッシュ上で、プラズマ流体コード(SOLDOR),モンテカルロ法による中性粒子輸送コード(NEUT2D)及び不純物輸送コード(IMPMC)を収束まで反復計算を行う複合コードである。周辺プラズマへアルゴンガスの入射を行い、プラズマ周辺部とダイバータにおける放射損失パワーを増加させダイバータ板への熱負荷は低減する際の放射損失パワーの分布を検討した。以前のモデル計算(不純物イオンの分布をプラズマイオンに対する割合と仮定し、放射損失モデルを使用)では、ダイバータ板への熱・粒子輸送による熱負荷は低減するが、ダイバータ板上流での放射パワーが局所的で大きく、ダイバータ板で7MWm
以下に低減することは難しい結果であった。今回の不純物イオンの物理的輸送過程を考慮したモデルでの解散結果と比較した。
宇藤 裕康; 礒野 高明; 長谷川 満*; 飛田 健次; 朝倉 伸幸
Journal of Plasma and Fusion Research SERIES, Vol.9, p.304 - 309, 2010/08
炉概念を幅広くサーベイするため、TFコイルを簡便かつシステマティックに設計できるTFコイルの設計コードを開発した。トカマク型核融合炉において、トロイダル磁場(TF)コイルは最重量物であり、炉の出力密度に直結する最大磁場を決める重要なコンポーネントの一つである。TFコイルで生成可能な最大磁場は、導体の運転電流密度及び、構造材の設計応力,クエンチ対策の安定化銅の量によって求められる。本設計コードでは、コイルの高さや幅などのサイズ,超伝導線材の種類,運転条件を与えることにより、常伝導遷移時のヒートバランスから安定化銅の占有面積を求め、コイルに掛かる電磁応力としてフォン・ミーゼス応力を計算し、それらを満足する最大形成磁場をシステマティックに求めることが可能である。このTFコイル設計コードを用いて、ITERのTFコイルシステムによる最大形成磁場と比較したところ、ほぼ一致する結果が得られた。
鎌田 裕; 石田 真一; Barabaschi, P.*; JT-60SAチーム
Journal of Plasma and Fusion Research SERIES, Vol.9, p.641 - 649, 2010/08
The JT-60SA project contributes to early realization of fusion energy by supporting exploitation of ITER and research towards DEMO. An integrated design and construction in Japan and Europe has been progressed intensively, and the project foresees its first plasma in 2016. The JT-60SA device is capable of confining break-even-equivalent class high-temperature plasmas lasting for a duration longer than the timescales characterizing the key plasma processes, such as current diffusion and particle recycling, with superconducting toroidal and poloidal field coils. JT-60SA demonstrates the highly integrated plasma performances required for DEMO such as full non-inductive steady-state operation with high plasma beta exceeding the no-wall ideal stability limits, and establishes ITER-relevant high density plasma regimes. An integration of achievements in JT-60SA high-beta steady-state plasmas and ITER burning plasmas will make DEMO designs more realistic and attractive.
波多江 仰紀; 林 利光; 谷塚 英一; 梶田 信*; 吉田 英次*; 藤田 尚徳*; 中塚 正大*; 矢作 鎌一*; 信夫 克也*; 小野 武博; et al.
Journal of Plasma and Fusion Research SERIES, Vol.9, p.253 - 258, 2010/08
An edge Thomson scattering system for ITER is a diagnostic system which measures electron temperature and density at the peripheral region in the plasma (r/a 
0.85). Required measurement ranges for the electron temperature and density are 50 eV 
T
10 keV and 510 n 310
m
, respectively. The spatial and the temporal resolutions are 5 mm and 10 ms, respectively. A high-energy (5 J) and high repetition-rate (100 Hz) Q-switch Nd:YAG laser system is necessary to satisfy measurement requirements above. We have been developing the YAG laser system for ITER. We have developed a prototype high-power laser amplifier. Since the laser efficiency of solid-state laser is low in generally (
2%), heat removal from the amplifier is crucial. In the amplifier design, we carried out heat analysis to optimize the cooling design. To realize 5 J of output energy, more than 1.6 J of energy needs to be extracted from one laser rod. In the initial laser amplification test, the extracted energy was limited 1.4 J by a lateral depumping effect. We have changed a cooling flow tube for the laser rod made by borosilicate glass to samarium-doped glass in order to deplete an infrared light emission. The Sm-doped flow tube was successfully suppressed the lateral depumping, and consequently the extracted energy reached up to 1.76 J. We have obtained a prospect of the real laser amplifier production from the results.
梶田 信*; 波多江 仰紀; 伊丹 潔; 大野 哲靖*; 仲野 友英
Journal of Plasma and Fusion Research SERIES, Vol.9, p.157 - 162, 2010/08
Feasibility study of the divertor Thomson scattering measurement system for JT-60SA is carried out. A case study of different optical configuration reveals that both laser transmission optics and collection optical system are to be embedded in the lower narrow port plug. From the perspective of the laser induced damage threshold, the size and the material for the laser transmission mirror are assessed. Moreover, the performance of the detection system with using polychromator is investigated by use of numerical method, and the transmission wavelength ranges of optical filters are optimized. It is shown that four detector channels are at least necessary for the polychromator, and the measurement accuracy becomes best when the detector channel is six.
