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核融合研究センター
JAERI-M 85-205, 214 Pages, 1986/01
昭和59年度の核融合研究センターの研究開発の現状と成果をまとめたものである。
堀江 知義
JAERI-M 85-006, 224 Pages, 1985/03
核融合研究センターにおける昭和58年度の研究開発の現状と成果をまとめた。JFT-2Mの試験運転を完了し第2高調波ICRF加熱実験・LH電流駆動実験を行った。理論に関しては、ベータ限界値の比例則、ICRF加熱の解析を行なった。JT-60の建設は順調に進み、本体据付、電源、制御系の試験等が進められている。NBI装置原型ユニットの性能試験、新イオン源の開発を行った。高周波加熱用クライストロンの開発、JT-60用チタン蒸着装置の性能試験を完了した。LCT用に開発したコイルはオークリッジ研究所の試験装置に据付けられ、実験が開始された。トリチウムプロセス研究棟が完成した。実験炉(FER)およびINTORの設計検討も進められている。
田中 正俊
Nuclear Fusion, 25(9), p.1073 - 1080, 1985/00
被引用回数:1 パーセンタイル:6.19(Physics, Fluids & Plasmas)JFT-2,JFT-2a/DIVA,JFT-2M及びDoublet-IIIによる閉込め・加熱実験について主要な成果の概要を述べる。
横溝 英明; 木島 滋; 相川 裕史; 笠井 雅夫*; 二宮 博正; 小林 朋文*; 松田 俊明; 宮 直之; 永見 正幸; 嶋田 道也; et al.
Japanese Journal of Applied Physics, 23(5), p.L316 - L318, 1984/00
被引用回数:4 パーセンタイル:32.26(Physics, Applied)中性子粒子入射時に改善された加熱効率(H-モード)を得る為に、三つのプラズマ形状を比較検討した。Hモードプラズマは、ダイバータ形状だけでのみ観測された。最も良い加熱効率は高非円形ダイバータ形状の時得られた。Hモードプラズマを得るのに必要となるビームパワーは、プラズマ電流が360KAから740KAに増加するにつれ、~1MWから~4MWに増加する。貯えられたプラズマエネルギーは、プラズマ電流が増加するにつれて上昇し、最高時には悪い加熱状態より50%改善された。
平山 俊雄; 滝塚 知典; 嶋田 道也; 永見 正幸; 木島 滋; 狐崎 晶雄
Journal of Nuclear Materials, 128-129, p.271 - 274, 1984/00
被引用回数:7 パーセンタイル:61.71(Materials Science, Multidisciplinary)抄録なし
横溝 英明; 笠井 雅夫*; 相川 裕史; R.Callis*; D.Doll*; 狐崎 晶雄; 木島 滋; 松田 俊明; 永見 正幸; 嶋田 道也; et al.
Journal of Nuclear Materials, 128-129, p.812 - 815, 1984/00
被引用回数:0 パーセンタイル:0.02(Materials Science, Multidisciplinary)抄録なし
横溝 英明; 笠井 雅夫*; T.Taylar*; R.Callis*; D.Doll*; 相川 裕史; 狐崎 晶雄; 木島 滋; 松田 俊明; 永見 正幸; et al.
Nucl.Eng.Des./Fusion, 1(3), p.279 - 285, 1984/00
被引用回数:1 パーセンタイル:19.12(Nuclear Science & Technology)中性粒子加熱実験時(ビームパワー2MW)に、TiCコーティング付ポコグラファイトでできている主リミタの2枚のタイルが破損した。この損傷の原因は、過熱負荷(2.3kW/cm)による熱応力によるものと思われる。タイル破損にひきつづいて不純物の注入が急激に起って、メイジャーディスラプションが生じた。この事故時には、リミタタイルの温度は、300Cを超えていた。この種の事故は、リミタタイルの温度を慎重にモニタすることによって未然にふせげるものである。
核融合研究センター
JAERI-M 83-182, 220 Pages, 1983/11
核融合研究センターにおける昭和57年度の研究開発成果をまとめたものである。
嶋田 道也; 永見 正幸; 伊尾木 公裕*; 出海 滋*; 前野 勝樹; 横溝 英明; 新谷 吉郎*; 吉田 英俊; N.H.Brooks*; C.L.Hsieh*; et al.
JAERI-M 9862, 23 Pages, 1981/12
ダブレットIIIにおける遠隔放射冷却に関するダイバータ実験の総括を行い、INTORでの遠隔放射冷却の可能性を論じた。ダブレットでは主プラズマの密度を上げるにつれ、ダイバータ部の放射損失が増加し、最大でジュール加熱パワーの約50%にも達する。この結果、ダイバータプレートの熱負荷が約1/6に下り、ダイバータプラズマが低温(10eV以下)、かつ高密度(510cm以上)になる。この結果を将来の核融合炉に適用できれば、ダイバータ付トカマクの欠点であるダイバータプレートの熱負荷問題と腐食問題とが大幅に改善される。簡単なモデル計算により、INTOR炉でも遠隔放射冷却が可能であることを示した。
永見 正幸; 横溝 英明; 嶋田 道也; 吉田 英俊; 伊尾木 公裕*; 出海 滋*; 新谷 吉郎*; G.Jahns*; D.Baker*; C.Armentrout*; et al.
JAERI-M 9509, 22 Pages, 1981/05
Doublet-IIIにおいて、D形断面と円形断面プラズマの比較を行い以下の結果を得た。電子エネルギ閉じ込め時間はneqに比例し、イオンのエネルギ閉じ込め時間は新古典理論の2倍までの大きさで証明される。特に、D形断面プラズマは円形断面プラズマに比較し大きなプラズマ電流を流せるため、高電子密度領域では、イオンのエネルギ損失を軽減することによりエネルギ閉じ込め時間は著しく増大する。即ち、Doublet-IIIにおいて、エネルギ閉じ込め時間は、大プラズマ電流、高電子密度、D形断面条件下で最大(75msec)となる。
藤沢 登; 永見 正幸; 横溝 英明; 嶋田 道也; 木島 滋; 関 省吾; 菅原 亨*; 小原 祥裕; 伊尾木 公裕*; G.L.Jahns*; et al.
JAERI-M 9181, 27 Pages, 1980/11
DoubletIIIのD型放電の不純物について報告する。主な不純物は酸素とニッケルである。実効電荷数は1~3.低密度、大電流放電においては、ニッケルの流出が大きい。チタン蒸着のない状態では酸素は密度と共に増加するが、チタンをコーティングすることにより酸素は抑えることができる。
藤沢 登; 木島 滋; 永見 正幸; 関 省吾; 横溝 英明; 嶋田 道也; G.L. Jhans*; S. Ejima*; R. Groebner*; N.H. Brooks*; et al.
JAERI-M 9179, 14 Pages, 1980/11
プラズマ中心近くで観測される金属不純物の挙動について報告する。Doublet III装置では放電の前半に金属不純物が中心近くに蓄積される現象が時々観測される。この現象を軟X線測定を用いて解析した。不純物の堆積はプラズマの電流分布を変える。
永見 正幸; 藤沢 登; 伊尾木 公裕*; 狐崎 晶雄; 木島 滋; 小原 祥裕; 関 省吾; 嶋田 道也; 菅原 享*; 横溝 英明; et al.
JAERI-M 8983, 17 Pages, 1980/08
Doublet-IIIにおいて、ポロイダル・ダイバータを有するD形プラズマを生成し、以上の結果を得た。1)ダイバーター室を有しない単純なダイバーター配位で、金属不純物のプラズマ中への混入は、1/10以下に制御できる。2)ダイバータ領域のプラズマ密度は、主プラズマ密度の増加に伴ない非線形に増加する。3)主プラズマ密度の増加に伴ない、中性粒子ガスはダイバー夕ー領域に強く集中する。4)ダイバーター領域のプラズマ密度の増加に伴ない、ダイバーター領域での放射冷却が有効になる。
安積 正史; 毛利 明博*
Phys.Lett.,A, 42(1), p.81 - 82, 1972/01
トロイダル・トーサトロン磁場では、垂直磁場を調整する事により、リングレス・クワドルポール型の磁場配位を作り出す事が出来る。本論文は、この磁場配位におけるプラズマ閉じ込めを、名大プラズマ研における装置「SPAC-I」を用いて実験的に調べたものである。プラズマは、2.45GHzECRH(アルゴンガス)で作られた。電子温度及び密度は、それぞれ4eV及び~10cm。実験の結果、磁場配位そのものは、トーラス面に対して上下対称であるにもかかわらず、プラズマの密度分布、及びフローティング・ポテンシャル分布が共に上下非対称となる事が明らかになった。これは、内部セパラトリックスにおいて回転変換角が0になる為、トロイダル・ドリフトによる荷電分離を中和する事が出来ずに、上下いずれかのプラズマが、トーラス外側にドリフトしてしまう為である。ダブレット型の磁場配位においても電流が十分立ち上がらない段階では、同様の現象が起る事が予想される。
田次 邑吉; 斎藤 慶一
Journal of Nuclear Science and Technology, 5(7), p.374 - 376, 1968/00
被引用回数:0抄録なし
田次 邑吉
Journal of Nuclear Science and Technology, 4(10), p.518 - 527, 1967/00
抄録なし