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堀池 寛; 安東 俊郎; 堀江 知義; 九嶋 孝憲*; 小泉 興一; 松川 誠; 閨谷 譲; 二宮 博正; 清水 正亜; 山本 正弘
1989 IEEE 13th Symp. on Fusion Engineering,Vol. 2, p.1049 - 1054, 1990/00
本講演(論文)では、JT-60の大電流化改造計画の概要とその現状について報告する。プラズマ性能がその電流値の増加に伴って向上すると言う最近の実験結果に基づき、JT-60のポロイダル磁場コイルと真空容器を更新することによって大半径3.4m、楕円度1.5、電流値6MAのD型断面プラズマの生成を可能とするトカマクに改造する。本報では改造のねらい、設計の基本方針やプラズマ設計について述べる他、ダイバータ設計、加熱冷却方式について述べ、姉妹報(STress Analysis of JT-60U Tokamak)と共に改造計画の全容を紹介する。また重水素の使用とプラズマ加熱計画についても短く述べる予定である。
恒岡 まさき; 竹内 正人*; 高橋 勲*
IEEE 13th Symp. on Fusion Engineering, Vol. 2, p.1206 - 1209, 1989/00
核融合実験装置に用いるRFプラズマ加熱装置用電源において求められることは、電圧の平滑性能と遮蔽速度の高速性である。従来は多量のコンデンサーとクローバ(短絡回路)により実現化されて来たが、前者は遮蔽速度を鈍くし、後者は短絡回路を作り直流回路系への負担を重くする。そこで、1kHzの高周波動作で運転するDC-DC変換器を用いた新型RF電源を考案した。この性能を検証するため計算機による検証、5kW級(-1kV5A)のモデル実験による検証と実機の設計について検討結果を示した。この結果、先のコンデンサーやクローバーを用いずとも十分な電圧平滑性と遮蔽速度をDC-DCコンバータを用いた電源システムで実現化出来ることがわかった。計算機による検討により
0.5%の平滑性とモデル実験による結果から36
secの高速遮蔽性を得ることを確認した。
C.P.C.Wong*; E.T.Cheng*; R.L.Creedon*; J.A.Leuer*; K.R.Schultz*; S.P.Grotz*; N.M.Ghoniem*; M.Z.Hasan*; R.C.Martin*; F.Najmabadi*; et al.
Proc. of IEEE 13th Symp. on Fusion Engineering, Vol. 2, p.1035 - 1038, 1989/00
ARIES-Iトカマク型核融合動力炉に対して、2つのガス冷却方式のブランケット案を設計・検討した。1つは5MPaのヘリウムガス冷却型、他の一つはLi
O粒子を混入した0.5MPa炭酸ガス冷却型であり、いずれも低放射化セラミックブランケット設計案である。その結果、基本設計としてデータベースの豊富なHe冷却型が採用された。また、構造部材料としてSiC複合材、固体T増殖材としてLiSiO、そして中性子増幅材としてBeの金属ペレットを用いることで、高い冷却材出口温度、良い中性子増幅及び適当なT増殖を有する高性能ブランケットを設計することができた。また、本低放射化設計は10CFR61 Class-C基準を満足するばかりでなく、固有安全性を有するものとなっている。
功刀 資彰; M.Z.Hasan*; ARIESチーム
Proc. of IEEE 13th Symp. on Fusion Engineering, Vol. 2, p.882 - 885, 1989/00
ARIESプロジェクト研究は、トカマク型動力炉の概念計を米国内の各研究期間の協力の下に行うものである。この研究プログラムに1988年から原研も参加しており、その第1段階であるARIES-I設計が決定された。この設計では、ブランケットはSiC複合材で構成され冷却材として固体粒子(5~10m)を混入したCO
ガスが用いられることになっている。微小固体粒子の混入によって、系の圧力を上げることなく、高い伝熱性能が得られる。しかし、その伝熱流動の詳細な機構は不明であるため、本研究では著者の一人が既に開発したコードを大幅に修正して固気混相流のシミュレーションを円管内乱流と急拡大管内乱流について実施した。その結果、固体粒子による乱流強度の増加が示され、熱伝達増大の機構が検討された。