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論文

Modification of the JT-60 poloidal field power supply for high triangularity divertor operation

松川 誠; 寺門 恒久; 岡野 潤; 信坂 裕通*; 三浦 友史; 閨谷 譲; 木村 豊秋

Proc. of 17th IEEE/NPSS Symposium Fusion Engineering (SOFE'97), 1, p.548 - 551, 1998/00

JT-60では、プラズマの閉じ込め性能向上のために1995年から高三角度配位でのプラズマ実験を行っている。本論文は、このためのポロイダル磁場電源の改造と、その運転結果についてまとめたものである。電源設備においては、プラズマ電流の増大に合わせて順次サイリスタ変換器の組み替えを行い、現在は2MA以上のプラズマ電流に対応可能である。その結果、プラズマ電流1MAでは三角度を従来の0.1から0.6程度に、2MAでは0.4程度にまで運転領域を拡大させることができた。実験では、MHD発生時の水平磁場コイル電源の過電流が問題となったが、変換器制御系に微分リミターを導入することで対策の目処を得た。また高三角度配位ではX点の高さとともに半径方向の制御が可能なことを示し、ダイバータアップグレード後のプラズマ制御についての見通しを得た。

論文

Development of divertor high heat flux components at JAERI

鈴木 哲; 鈴木 隆之*; 中村 和幸; 秋場 真人

Proc. of 17th IEEE/NPSS Symposium Fusion Engineering (SOFE'97), 1, p.385 - 388, 1998/00

原研における核融合実験炉用ダイバータ板の開発の現状について報告する。これまで表面材料として用いられてきた1次元CFC材に比べ、強度の点で優れている3次元CFC材を採用した小型ダイバータ試験体の加熱実験では、定常熱負荷20MW/m$$^{2}$$を試験体に繰り返し与え、その疲労挙動を観察した。その結果、表面材料の昇華による損耗がみられたものの、除熱性能に変化はほとんどみられず、試験体は1000サイクルの繰り返し加熱に耐えることが示された。また、実規模大のダイバータ板試験体の加熱実験の結果、純銅製の冷却管から熱疲労によるものと考えられるき裂が発生し、冷却水の漏洩が観察された。これに対し、アルミナ分散強化銅製の冷却管は冷却水の漏洩もなく、熱疲労に対する強度が純銅に比べ高いことが実証された。

論文

High power beam operation with the negative-ion based NBI for JT-60U

栗山 正明; 秋野 昇; 海老沢 昇; Grisham, L. R.*; 花田 磨砂也; 本田 敦; 伊藤 孝雄; 河合 視己人; 椛澤 稔; 小泉 淳一*; et al.

Proc. of 17th IEEE/NPSS Symposium Fusion Engineering (SOFE'97), 1, p.405 - 408, 1998/00

JT-60用負イオンNBI装置は、NBI電流駆動による定常化研究及びプラズマの中心加熱での閉じ込め性能向上を目指したもので、500keV,10MW,10秒の性能を目標とする世界初の負イオンNBIである。この負イオンNBIは、1996年初めに完成した後、1996年3月に最初のビーム入射に成功した。以後、イオン源、ビームライン及びイオン源用電源の最適化を行いながらビーム出力の増大を図り、これまでイオン源出力として重水素ビームで400keVで13.5A、水素ビームで350keVで18.4Aの負イオンビーム出力を達成している。またJT-60への入射パワーに関しては、1996年9月には重水素ビームで350keVで2.5MW、1997年2月には水素ビームで3.2MWのビーム入射を果たし、これまでの実験は、プラズマ中での高エネルギー粒子の挙動がほぼ理論的に予測されたとおりになっている。

論文

High voltage power supply of negative-ion based NBI for JT-60U

大賀 徳道; 大森 憲一郎; 渡邊 和弘; 大島 克己*; 伊藤 孝雄; 河合 視己人; 薄井 勝富; 栗山 正明

Proc. of 17th IEEE/NPSS Symposium Fusion Engineering (SOFE'97), 2, p.1091 - 1094, 1998/00

JT-60U用負イオンNBIは、イオン源2台にて500keV,10MWの重水素ビームを10秒間入射できるよう設計されており、1997年3月に設置された。本装置のイオン源用電源はソースプラズマ生成用電源、イオン引き出し電源、加速電源等から構成される。このうち加速電源は最高500kV出力することができ、2台のイオン源に共通に使われる。またイオン源内で発生する放電破壊時に電極の保護及びサージに対する保護のため200$$mu$$s以下で電流を遮断することができる。ビーム加速前に、耐電圧試験、短絡試験が実施され電源の健全性が確認された。ビーム加速試験では、これまでに350keV,18.4Aの水素イオンビームを、重水素にては400keV,13.5Aのビームを得ることができた。JT-60Uプラズマへは、イオン源1台にて350keV,3.2MWの中性ビームを1秒間入射することに成功した。

論文

Computer control and data acquisition system of the negative-ion based NBI for JT-60U

河合 視己人; 青柳 哲雄; 大原 比呂志; 本田 敦; 伊藤 孝雄; 栗山 正明

Proc. of 17th IEEE/NPSS Symposium Fusion Engineering (SOFE'97), 1, p.531 - 534, 1998/00

JT-60用負イオンNBIは、最大500keV,10MWの入射が可能な、世界初の負イオン源を用いた中性粒子入射装置である。本装置の制御計測用の計算機システムはワークステーションとVMEシステムにより構成され、後者にはUNIX互換のリアルタイムOSを採用した。ソフトウェアの開発は負イオンNBIの建設・試験工程に対応して大きく2期に分け、各機能の中の高優先度項目から実施した。開発したソフトウェアを用いて試験運転を実施し、平成8年3月に初のJT-60への中性粒子ビーム入射に成功した後、イオン源の改良等を継続し、平成9年8月現在で、最大350keV,3.2MWの入射を達成した。

論文

Design progress of the vacuum vessel for ITER

小野塚 正紀*; Johnson, G.*; 伊尾木 公裕*; Sonnazzaro, G.*; Y.Utin*; 高橋 健司*; 飯塚 隆行; R.Parker*; 小泉 興一; E.Kuzmin*; et al.

Proc. of 17th IEEE/NPSS Symposium Fusion Engineering (SOFE'97), p.1013 - 1016, 1998/00

ITER計画における真空容器はトロイダル磁場(TF)コイルからフレキシブルロッドにて垂直方向に支持され、水平方向にはTFコイルと赤道部ポートを繋ぐトロイダルリングで支持される。ブランケット及びダイバータは容器内面に固定され、それからくる荷量は容器を通して支持構造物へ伝達される。また、真空容器はSS316L(N)-1G製であり二重壁構造を有し、内壁及び外壁は補強リブにて溶接接合され必要とされる機械的強度を確保する。多角柱であったインボード部直線部分は円柱構造と改良され、TFコイル電流放出時に誘起される荷量に対する構造強度が図られる等の進展をみた。

論文

Installation of the W-shaped divertor in JT-60U

児玉 幸三; 笹島 唯之; 正木 圭; 細金 延幸; 櫻井 真治; 森本 将明*; 三代 康彦; 平塚 一; 秋野 昇; 高橋 昇龍*; et al.

Proc. of 17th IEEE/NPSS Symposium Fusion Engineering (SOFE'97), 2, p.365 - 368, 1998/00

JT-60は従来までのオープンダイバータからW型ダイバータに改造した。'97年2月から5月の据付期間を経て6月から運転を開始した。W型ダイバータはダイバータ板及びドーム、バックル板から構成され、既設のダイバータ板及び第一壁の一部を撤去して据付けた。新たに据付けたダイバータ板等の構造物は、渦電流及び入口-カレントによる電磁力に耐える構造を有している。また、ダイバータタイル、ドーム頂部タイル等熱負荷の大きい部分には、CFC板を使用している。ダイバータ部はNBIのクライオポンプを転用した3台の専用ポンプで排気される。またガス注入ポートはダイバータ領域、プラズマ上部及びサイドポートに配置されている。

論文

High performance and steady-state experiments on JT-60U

逆井 章; JT-60チーム

Proc. of 17th IEEE/NPSS Symposium Fusion Engineering (SOFE'97), 1, p.18 - 25, 1998/00

JT-60Uでは定常トカマク炉の物理基礎の確立及びITER物理R&Dへの貢献を目的として、閉じ込め向上、放射冷却ダイバータ、非誘導電流駆動を中心に研究を進めている。高$$beta$$$$_{p}$$放電の性能向上により高いブートストラップ電流を誘起し、効果的な定常運転が可能となった。負磁気配位は急勾配な圧力分布に起因する高いブートストラップ電流を産み出すため、先進的定常運転シナリオとして注目される。負磁気シア放電の定常化の課題は$$beta$$$$_{p}$$崩壊の回避とMHD安定化の描像を明らかにすることである。負イオン源NB入射による電流駆動実験を行い、高い電流駆動効率を得ると共に、完全電流駆動での定常運転を目指す。1997年2月から5月にかけてW型ポンプ付ダイバータへの改造工事を行い、6月から放射冷却ダイバータと高閉じ込め性能との両立を図る実験を行っている。ダイバータ排気により密度制御性能及びダイバータの放射損失を増大させた。

論文

Three-dimensional analysis of nuclear heating in the superconducting magnet system due to $$gamma$$-rays from $$^{16}$$N in the ITER water cooling system of shielding blanket

飯田 浩正; R.Pletenda*; Santoro, R. T.*; V.Khripunov*

Proc. of 17th IEEE/NPSS Symposium Fusion Engineering (SOFE'97), 2, p.837 - 840, 1998/00

D-T反応を行う核融合装置においては、冷却水中に生じるN-16からの高エネルギー$$gamma$$線による極低温機器への熱負荷が過大とならないようにする必要がある。3次元モンテカルロ法により、詳細な熱負荷解析を行った。上部ポートの冷却配管からクライオスタット中に放出されるN-16$$gamma$$線出力は~60kWである。このうち60%は配管束に吸収され40%がクライオスタット中に漏洩する。クライオスタット中の高温機器に吸収されるもの、さらに外側に漏洩するものを除いた数%(~1.5kW)が極低温機器に吸収される。これは既に許容できる程度に十分低いが、配管束の周囲にガードパイプが施けられればさらに1/5程度に減少する。

論文

Development of a precise long-time digital integrator for magnetic measurements in a tokamak

栗原 研一; 川俣 陽一

Proc. of 17th IEEE/NPSS Symposium Fusion Engineering (SOFE'97), 1, p.799 - 802, 1998/00

DT長時間燃焼を行うトカマク型装置では、高中性子束場中で、プラズマ近傍の高精度磁場測定が要求されている。多くの核融合装置でこれまで用いられてきた「磁場変化率を微小コイルで電圧に変換し時間積分する方式」は、センサーの構造が単純で一旦取り付けた後は保守の必要がなく、また耐放射線性に優れていると予測されるなど、他の方式に比べ有利である。しかし、その信号処理に不可欠な積分器がドリフトするため長時間に亘る高精度計測は困難とされてきている。これを解決する目的で、新型のデジタル積分素子の使用を含む様々なドリフト抑制策を施して、ITERにも適用可能なデジタル積分器を試作開発した。JT-60での試験を含むこれまでの開発ステップの詳細とITERへの適用方法等の検討を行った結果を報告する。

論文

Development of 170GHz high power gyrotron and transmission line for ECH in JAERI

坂本 慶司; 春日井 敦; 恒岡 まさき; 池田 幸治; 今井 剛; 假家 強*; 林 健一*; 満仲 義加*; 平田 洋介*; 岡崎 行男*; et al.

Proc. of 17th IEEE/NPSS Symposium Fusion Engineering (SOFE'97), 1, p.441 - 444, 1998/00

ITER等の次期核融合装置において、プラズマの加熱や定常化に必要とされている電子サイクロトロン加熱・電流駆動(ECH/ECCD)の高周波発振源として、ITER/EDA,R&D Taskの元に170GHz,1MW,定常動作(cw)を目標としたジャイロトロン開発と伝送系の開発を行っている。特に、ジャイロトロン開発においては発振部における空洞共振器と高周波を取り出す真空窓の開発が需要で、そこでの熱負荷を抑制すべく高次モード(TE31,8)の発振特性の解明や窓における発熱の指標となる誘電損率(tan$$delta$$)の低いCVDダイアモンドでの真空窓開発が進行中である。それらの結果を基に、CVDダイアモンド窓を搭載した170GHz,1MWレベル、長パルスジャイロトロンを製作した。また、HE11モードを伝送させるコルゲート導波管や偏波変換をするコーナー導波管等のコンポーネントを用いて伝送系を組み、長距離伝送の実証や伝送モードの純度や伝送損失の測定を行って改良点をなどを見出し、今後の伝送系設計に役立てる。講演では、進行中の170GHzジャイロトロン開発を中心に発表する。

論文

Development of bore tools for blanket cooling pipe connection in ITER

伊藤 彰*; 岡 潔; 角舘 聡; 小原 建治郎; 田口 浩*; 多田 栄介; A.Tesini*; 柴沼 清; R.Haange*

Proc. of 17th IEEE/NPSS Symposium Fusion Engineering (SOFE'97), 2, p.921 - 924, 1998/00

原研では、ITER工学R&Dプログラムにしたがって、配管内アクセス型ブランケット冷却配管用溶接・切断ツール及び非破壊検査ツールの開発を実施している。各ツールにはITER特有の高耐放射線性及び曲がり配管内走行性が要求され、これらを満足するために、溶接・切断ツールには光ファイバを使用したYAGレーザー伝送、また非破壊検査ツールには電磁超音波探触子(EMAT)をそれぞれ適用している。現在までに、製作したそれぞれのツールを使用した配管内での動作・位置決め性能実証試験を実施し、その性能を確認することができた。また、非破壊検査ツール用に耐放射線性超音波探触子(UT)及びリークディテクタの試験も併せて開始した。本発表は現在までに行ったツール設計の概略並びに溶接・切断ツール及び非破壊検査ツールの試験結果について報告するものである。

論文

Present status of JT-60SU design

栗田 源一; 牛草 健吉; 菊池 満; 永島 圭介; 閨谷 譲; 宮 直之; 豊島 昇; 高橋 良和; 林 巧; 栗山 正明; et al.

Proc. of 17th IEEE/NPSS Symposium Fusion Engineering (SOFE'97), 1, p.233 - 236, 1998/00

SSTRのような定常トカマク炉を実現するためにはアルファ粒子の加熱に加えて、高q(5~6)と高$$beta$$$$_{p}$$(2~2.5)において、良好な粒子制御体での高いエネルギー閉込め(Hファクター$$>$$2)、安定な高規格化$$beta$$($$beta$$$$_{N}$$~3.5)、高いブートストラップ電流の割合と高効率電流駆動、ダイバータによる熱負荷の軽減とヘリウム排気等を同時に達成する必要がある。定常炉心試験装置は、ITERの先進的シナリオに貢献すると同時に、このような炉に適した運転モードを重水素を用いて確立するために、研究されている。18個のTFコイルは、R=4.8mにおいて6.25Tのトロイダル磁場を発生し、10組のPFコイルは、楕円度2まで、三角形度は、ダブルヌルで0.8までとれる設計となっている。電流駆動系は、広い範囲の電流分布制御ができるように、合計60MWの負イオンNBIとECHの組合せとなっている。

論文

Development of divertor cassette transporters in ITER

武田 信和; 阿向 賢太郎*; 角舘 聡; 瀧口 裕司*; 多田 栄介; T.Burgess*; 柴沼 清; R.Haange*

Proc. of 17th IEEE/NPSS Symposium Fusion Engineering (SOFE'97), 2, p.925 - 928, 1998/00

本報はITERのダイバータ遠隔保守に関するものであり、ダイバータカセット固定機構、ダイバータ炉内搬送装置及び炉外搬送装置について設計、製作、試験の結果を報告するものである。カセット固定機構については部分モデルを製作し、5mmの初期位置誤差が最終的に1mm以下になる自動位置調整機構の成立性を試験によって証明した。炉内搬送装置については、中央カセット移動装置を始めとして一部を製作中であり、実規模の試験装置によって搬送性能等を試験する予定である。炉外搬送装置については、保守ポートへの接続時の性能を確認するため、接続試験装置を製作し、試験を行った。この結果、搬送装置とポートとの間のリーク量について検出限界の1.29$$times$$10$$^{-11}$$Pa・m$$^{3}$$/sec以下という結果を得た。

論文

Remote handling test and full-scale equipment development for ITER blanket maintenance

中平 昌隆; 角舘 聡; 岡 潔; 田口 浩*; 瀧口 裕司*; 多田 栄介; 松日楽 信人*; 柴沼 清; R.Haange*

Proc. of 17th IEEE/NPSS Symposium Fusion Engineering (SOFE'97), 2, p.929 - 932, 1998/00

ITERのブランケットは、不定期交換部品として位置付けられ、破損時に交換を行うほか、寿命中1度炉内のすべてのモジュールを2年間で交換する計画である。ブランケットモジュールは、重量約4トン、数量730個、設置精度約2mmの箱形構造物であり、炉内は放射線環境のため交換作業は遠隔操作で行う必要がある。遠隔保守試験装置を用いて、1トンの荷重に対する遠隔操作試験を行っており、これまでに起動の展開、教示再生制御による遠隔操作試験を終了した。本発表では、ブランケットモジュールの把持における自動位置調整を目的とし、距離センサを手先に配置してフィードバック制御を行い、自動把持、自動設置試験を行った結果を報告する。

論文

Fabrication of full-scale sector model for ITER vacuum vessel

小泉 興一; 中平 昌隆; 伊藤 裕*; 高橋 弘行*; 多田 栄介; 伊尾木 公裕*; Johnson, G.*; 小野塚 正紀*; Y.Utin*; Sonnazzaro, G.*; et al.

Proc. of 17th IEEE/NPSS Symposium Fusion Engineering (SOFE'97), 2, p.933 - 936, 1998/00

ITERの7大工学R&Dの1つとして、95年から我が国が製作を進めていたITER真空容器実規模セクタモデルは、当初の予定通り本年9月に製作を完了した。実機の1/20セクタに対応するセクタモデルは、ポート中央面で分割された2個の9度セクタから成り、候補案である2つの異なる製作法、溶接法を用いて製作されたが、2つのセクタモデル(A及びB)は、平均で$$pm$$3mm、最大でも$$pm$$6mmの製作寸法精度を満足した。製作の完了した2個の9度セクタ(A及びB)は、9月末に試験サイトである東海研究所(HENDEL棟)に搬入され現地溶接試験の準備作業が開始された。本報告は、真空容器実規模セクタモデルの製作によって得られた主要成果と、現在の進行状況の詳細を報告するためのものである。

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