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西谷 健夫; 落合 謙太郎; Klix, A.; Verzilov, Y. M.; 佐藤 聡; 山内 通則*; 中尾 誠*; 堀 順一; 榎枝 幹男
Proceedings of 20th IEEE/NPSS Symposium on Fusion Engineering (SOFE 2003), p.454 - 457, 2003/10
14MeV中性子源FNSを用いた核融合原型炉の増殖ブランケット模擬体系積分実験を実施し、生成トリチウムに対する測定値と計算値の比較・検討を行った。模擬体系は濃縮チタン酸リチウム,ベリリウム(Be)及び低放射化フェライト鋼F82Hから構成された多層構造とした。体系内に設置したLiセラミックス・ペレット中のトリチウム量を液体シンチレーション計数法によって測定することによりトリチウムの生成率を求めた。本測定法の誤差は10%である。また、モンテカルロ中性子輸送計算コードMCNP-4Bと核データJENDL-3.2による計算値は実験値よりトリチウム増殖層平均で20%、Beに面する表面層で30
40%過大評価であり、Be中の低エネルギー中性子の輸送に問題があることを示唆する結果を得た。その主な原因としてBe中の不純物の影響とBe(n,2n)等の中性子断面積の誤差が考えられる。そこで、Be単体の体系にパルス状中性子を入射し、熱中性子の減衰時間から実効的な吸収断面積を評価した結果、核データから評価した断面積より30%大きくなっており、Be中の不純物の存在を示唆する結果が得られた。また、Beの中性子断面積に関しては、2つの中性子同時計数法を用いたBe(n,2n)反応断面積の測定を新たに実施している。
Al conductor for toroidal field coils小泉 徳潔; 安藤 俊就*; 中嶋 秀夫; 松井 邦浩; 杉本 誠; 高橋 良和; 奥野 清; 木津 要; 三浦 友史; 土屋 勝彦; et al.
Proceedings of 20th IEEE/NPSS Symposium on Fusion Engineering (SOFE 2003), p.419 - 422, 2003/10
13T以下の磁場で運転されるTFコイル用導体として、NbSn導体が開発された。しかし、NbSnは歪に弱く、磁場が高くなると性能低下が大きい。このため、13Tを超える磁場での使用は困難である。他方、NbAlは歪に強く、潜在的にはNbSnより高い臨界電流値を有するため、次世代の超電導導体として考えられている。そこで、原研では80年代より、NbAl導体の開発を行ってきた。第一段階では、素線の大量生産技術を開発した。第二段階で、大型コイルの開発を行い、定格点の134T-46kAまでの励磁に成功した。これらの成果から、JT-60SCのTFコイル導体として、NbAl導体の開発も進めている。D型のコイルを製作し、成功裏に試験することができた。以上の結果は、16T級TFコイルNbAl導体の開発に多大な貢献をし、本開発は着実に進んでいる。
藤井 常幸; 春日井 敦; JT-60チーム
Proceedings of 20th IEEE/NPSS Symposium on Fusion Engineering (SOFE 2003), p.222 - 227, 2003/10
高性能プラズマを実現するための鍵はプラズマ中の電流,圧力,回転分布の制御である。そのために、JT-60Uには、ECH, LH, ICHのRF装置,正及び負イオン源のNBI装置が導入されて来た。出力1MWのジャイロトロンを使用して、110GHzで合計出力4MWのECH 装置を開発している。SiC製のRF吸収体を内蔵することで、ジャイロトロン内で発生する寄生発振を抑制し、設計値のジャイロトロン出力1MW, 5秒を達成した。さらに、このジャイロトロンはアノード電圧を可変調整でき、発振パラメータ領域を広くとれるため、より高い出力パワーが期待できる。NBI装置では、負イオン源NBIが400kVのビームエネルギーで5.8MWの入射を、正イオン源NBIは28MWの入射を実現している。負イオン源NBI装置の開発において、空間電荷効果を含む多ビーム束の収束に関する詳細な研究を行った。その結果、2.6MW, 10秒の入射を達成した。
Song, Y.; 西尾 敏
Proceedings of 20th IEEE/NPSS Symposium on Fusion Engineering (SOFE 2003), p.581 - 584, 2003/00
低アスペクト比のトカマク炉,中就STトカマク炉のトロイダルコイル形態はトーラス中心領域で構造的に一本の柱状に一体化することが可能となり、コイル全体としての剛性の向上が期待できる。この中心柱に作用する電磁力形態はピンチ力による断面内圧縮力と柱の軸方向の引張り力である。発生する応力強さはこれら二種類の応力の大きさの和で表される。そこで軸方向引張り力を打ち消すためにあるいはそれ以上に外部から圧縮力を加えることにより、応力強さを低減し部材量の低減あるいはより高電流密度のコイルを実現することが期待できる。外部から印加する軸方向圧縮力の許容値は柱の座屈によって制限される。本論分での座屈の可否は柱の太さ,長さ及び空洞率(冷却路の占有率に対応)の関数として定量化した。
神永 敦嗣; 堀川 豊彦*; 中村 博文; 磯部 兼嗣; 東島 智; 新井 貴; 宮 直之; 田辺 哲朗*
Proceedings of 20th IEEE/NPSS Symposium on Fusion Engineering (SOFE 2003), p.144 - 147, 2003/00
炭素タイルを使用した核融合炉では、真空容器の中に蓄積するトリチウムは重大な問題のうちの一つである。この問題解決には、大型トカマク装置の第一壁からのトリチウム除去特性を理解する必要がある。このため、大型トカマク装置であるJT-60において排出ガスを分析するために真空排気設備に測定装置を設置した。トリチウムの測定は、電離箱とバブラで測定した。排出ガス中のガス種の測定は、ガスクロマトグラフと残留ガス分析計を使用して行った。実験放電,He-TDCとHe-GDCの時に行った初期の測定結果では、実験で生成されたトリチウムの約8%が真空排気設備から排出されている。また、ガス種の測定では、グロー放電の作動ガスをH
, HeとArガスに変えて行った時に分析を行った。この時、炭化水素の排出が大きかったのはHを使用したグロー放電であった。