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佐藤 聡; 高津 英幸; 橋本 俊行*; 倉沢 利昌; 森 清治*; 多田 栄介; 秋場 真人; 黒田 敏公*; 毛利 憲介*; 佐藤 瓊介*
15th IEEE/NPSS Symp. on Fusion Engineering,Vol. 1, 0, p.259 - 262, 1994/00
ブランケット構造体は、高さ10mを越える大型構造体であり、分解保守のためモジュール構造が採用され、精度良く大型構造体を製造する技術が要求される。加えて、この構造体には、巨大な電磁力や中性子負荷、プラズマからの表面熱負荷が作用するため、第一壁は厚さ約15mmの構造にし、その内部に冷却配管を通す必要がある。従って第一壁パネルの製作においては、2枚の鋼板の間に角管を挟んで拡散接合(HIP処理)を行う先進的製作手法を採用した。本研究開発において、HIP接合やEBW等の先進的製作手法を用いてブランケット部分縮小モデルを試作し、これらの製作手法をブランケット構造体製作に適用した場合の溶接歪等のデータを取得し、ブランケット構造体の製作手法を確立した。またHIP処理を行う際に、矩形管を挟む平滑材の最適な形状を評価するために、第一壁パネルの部分モデルをHIP処理により試作した。
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。
栗山 正明; 秋野 昇; 荒木 政則; 海老沢 昇; 花田 磨砂也; 井上 多加志; 河合 視己人; 椛澤 稔; 小泉 淳一*; 国枝 俊介; et al.
15th IEEE/NPSS Symp. on Fusion Engineering,Vol. 1, 0, p.470 - 473, 1993/00
JT-60Uでは、トカマク装置の定常化を目的として炉心レベル高密度プラズマでのNBI電流駆動実験を計画している。この電流駆動実験のドライバーとして高エネルギー負イオンNBI装置の建設が開始された。この負イオンNBI装置は、ビームエネルギー:500keV,入射パワー:10MW,ビームパルス幅:10秒,の性能を持つもので、2台の大型負イオン源を装着した長さ24mのビームライン、大電流負イオンを生成するための負イオン生成電源、生成された負イオンを500keVまで加速するための加速電源等から構成される。負イオンNBI装置は、その建設を2期に分けた。第1期では、製作後の試験調整に長時間を必要とする負イオン源、高電圧直流電源を製作する。第2期では、JT-60へのビーム入射に必要なビームライン等を製作する。講演では、本負イオンNBI装置の設計及び建設状況について発表する。
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。
近藤 育朗; JT-60チーム
15th IEEE/NPSS Symp. on Fusion Engineering,Vol. 2, 0, p.826 - 829, 1993/00
JT-60は、改造により6MAプラズマ電流運転が可能な、下部ダイバータ付きのJT-60Uとなってから2年余り運転を行ってきた。その間、重水素を用いた放電で運転領域を拡げ、その結果としてプラズマ温度、エネルギー閉込め等のプラズマ特性について記録的な成果が得られている。一方、上記の改造は新たに取組むべき問題も生んだ。6MAに至る高いプラズマ電流を発生させるには、サイリスタ制御切替時の瞬時過電圧発生を避けるような制御シーケンスを選ぶ必要がある。また、トロイダルコイル転倒力に関する変化のモニタリングも必要である。さらに、Hモードを中心とする最近の成果は、壁調整の努力によるところが大きく、ヘリウムグロー放電やボロニゼーション等が適宣実行された。本報告は、JT-60Uの機器と運転技術の現状を実験結果との関連に於いてレビューするものである。
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。