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星野 克道; 山本 巧; 玉井 広史; 大麻 和美; 川島 寿人; 三浦 幸俊; 小川 俊英; 荘司 昭朗*; 柴田 孝俊; 菊池 一夫; et al.
Fusion Science and Technology, 49(2), p.139 - 167, 2006/02
被引用回数：2 パーセンタイル：17.06(Nuclear Science & Technology)JFT-2Mで開発されたさまざまな加熱電流駆動装置や外部コイルやダイバーターバイアス装置により得られた成果を先進能動的トカマクプラズマ制御の観点からレビューする。各装置の設計などについても特徴を述べる。この分野でのJFT-2Mの貢献についてまとめる。
池田 佳隆; 及川 聡洋; 井手 俊介
プラズマ・核融合学会誌, 81(10), p.773 - 778, 2005/10
トカマク定常核融合炉では、循環エネルギーが低い非誘導運転を行うために、高効率な電流駆動方式と高い自発電流の割合が必要である。NBIは電流駆動と加熱に対し強力かつ有効な手段である。JT-60Uでは350keV以上のエネルギー粒子を入射する負イオンNBIを有し、ITER級の領域でNBIの電流駆動と加熱を研究している。本解説は、ITERやトカマク核融合炉の連続運転に向けた最近の負イオンNBI実験と装置の進展について述べたものである。
井上 多加志; 坂本 慶司
日本原子力学会誌, 47(2), p.120 - 127, 2005/02
核融合開発の現状と今後の展望を、核融合分野外の日本原子力学会会員に理解してもらうことを目的とした、原子力学会核融合工学部会企画の連載講座第3回である。トカマク型炉で核融合反応を起こし、定常運転を行うために不可欠なプラズマ加熱法として、中性粒子ビーム入射(NBI)と高周波(RF)を取り上げる。そのプラズマ加熱と定常運転・プラズマ高性能化のための電流駆動原理を概説するとともに、ITER向け加熱装置の開発の現状を紹介する。
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。
金子 修*; 山本 巧; 秋場 真人; 花田 磨砂也; 池田 勝則*; 井上 多加志; 永岡 賢一*; 岡 良秀*; 長壁 正樹*; 竹入 康彦*; et al.
Fusion Science and Technology, 44(2), p.503 - 507, 2003/09
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)負イオンNBI装置は、ITER 等の核融合プラズマを加熱・電流駆動するための効果的かつ信頼性ある装置として期待されている。負イオン生成やビーム発生の技術開発は、1980年代に世界的に開始され、現在までに、著しく進展してきた。特に、日本では、二つの大型核融合開発プロジェクトで核融合プラズマの実験研究のために負イオンNBI装置を実際に用いた計画を進めている。一つは、日本原子力研究所におけるJT-60Uトカマク計画であり、他の一つは核融合科学研究所のLHDヘリオトロン計画である。これらの計画は、負イオンNBI装置の開発を更に促進し、両研究所で順調に開発成果を上げてきた。JT-60Uでは、1996年に最初のビーム入射実験を行い、その後、1998年には、LHDでビーム入射実験が行われた。これらは、トカマク及びヘリオトロンでの最初の負イオンNBI装置を用いた加熱・電流駆動実験であり、将来有望な成果が得られた。
JT-60チーム
JAERI-Review 2002-022, 149 Pages, 2002/11
JAERI-Review-2002-022.pdf:10.21MB
2000年のJT-60U実験(2月~12月)の結果をレビューする。高
Hモードプラズマ及び負磁気シアプラズマにおいて、完全非誘導電流駆動状態での性能を大きく更新した。高 Hモードプラズマにおいては、プラズマ電流1.5MAにて2.0
10
m
keVsの高い核融合積を得て、NNBの電流駆動効率の世界最高値(1.5510
A/W/m
)を達成した。負磁気シアにおいては、低域混成波電流駆動とNNB電流駆動を用いて、高密度(グリンワルド密度の80%)にて高閉じ込め(HH
~1.4)を得た。その他、電子サイクロトロン波帯(ECRF)加熱装置の増強,連続ペレット入射装置の設置,ダイバータ外側排気溝の設置などの改造を行い、プラズマ性能を向上するとともに研究の進展を得た。
井上 多加志
プラズマ・核融合学会誌, 78(5), p.398 - 404, 2002/05
核融合炉用加熱電流駆動装置に対する物理要求を満足するべく設計された、ITER NBシステムの工学設計の概要を紹介する。本稿では加熱・電流駆動にかかわる重要な設計項目であるITERプラズマに対するNB入射装置のレイアウトについて概説する。特にNB周辺電流駆動によって電流分布を制御し、高性能かつ定常化を目指す先進プラズマ運転について、ITER NB設計でどこまでフレキシビリティを確保できるか、という観点から筆者らが解析を行った結果を紹介する。またITERをターゲットとして進められている、負イオン源と加速器の開発の現状について報告し、将来のトカマク原型炉・実証炉設計において描かれているNBの実現性についても言及する。
井上 多加志; Di Pietro, E.*; 花田 磨砂也; Hemsworth, R. S.*; Krylov, A.*; Kulygin, V.*; Massmann, P.*; Mondino, P. L.*; 奥村 義和; Panasenkov, A.*; et al.
Fusion Engineering and Design, 56-57, p.517 - 521, 2001/10
被引用回数：64 パーセンタイル：96.56(Nuclear Science & Technology)ITER-FEAT用中性粒子ビームシステムは2基の入射装置から成り、1MeV,33MWのD
ビームを入射することによってITER-FEATプラズマを加熱するとともに、3600秒までの入射によりプラズマ電流を駆動して定常運転に貢献する。JT-60ほかにおけるプラズマ物理研究では、周辺部電流駆動による性能向上とその定常化が注目されているが、ITER-FEATでは空間的制約の厳しい水平面内で入射接線半径を最大とし、さらに垂直方向にもビーム軸をプラズマ磁気軸から0.35-0.95mの範囲で可変となることにより、電流駆動位置の最適化が可能な配置・設計となっている。またビームライン機器の構造を最適化した結果、ビームの幾何学的輸送効率が改善され、発散角7mrad以下のビームに対して入射効率40%以上を達成する設計となっている。
JT-60チーム
JAERI-Review 2000-035, 164 Pages, 2001/02
JAERI-Review-2000-035.pdf:10.14MB
1999年は、負磁気シア放電の長時間化について、(1)DT等価核融合増倍率Q(n
T(0)~410m・keV・s)~0.5の0.8秒維持,(2)80%が自発電流の完全電離駆動を実現した。負磁気シア放電の内部輸送障壁(ITB)の物理に関連して、さまざまな研究が進められた。高性能(
=2.4,H
=2.56)の高 H-modeプラズマ(I
=1.5MA,B
=3.7T,q
=4.2)において、92%の電流駆動を得た。この時のNNB(3.4MW,360keV)による電流駆動効率は、ビーム電流駆動としては最高の1.310A/W/mであった。H-mode研究では、しきいパワー、高プラズマ密度領域での閉じ込めの劣化とペデスタル構造が研究された。1999年より周波数110GHz、入射パワー0.75MW(トーラス入射パワー)のECRF加熱系が稼働を開始した。プラズマへの入射により電流分布の変化、テアリング不安定性及び鋸歯状振動に対する抑制効果が観測された。真空容器壁による安定化効果が大きい配位で、負磁気シアプラズマにおいて最高値の=2.8を得て、ディスラプション時に抵抗性壁モーデを観測した。プラズマの安全係数を2あるいは3以下に落とすことにより、逃走電子の消滅することが示された。プラズマ制御では、新たに蓄積エネルギー、放出損失量ほかの実時間制御が実験で日常的に使用されるようになった。重水素及び不純物中性粒子排気の増強のため、1999年にはW型ダイバータにおいて外側排気口が追加され、両側ダイバータからのポンプ排気が可能となった。排気速度が最大となる配位では、ビーム加熱放電でX点MARFEが存在してもZeffが2.3-2.6に低減した。ヘリウム排気実験においても、従来より45%改善して
*
/
~2.8を得た。放射損失を増大させるAr等の不純物量のフィードバック制御により、高密度(Greenwald密度の70%)で従来より高い閉じ込め性能(H~1.4-1.5)のELMy H-modeプラズマが得られた。ダイバータ領域を空間分解能16chで見込む可視分光器に導入とともに、化学スパッタリングの研究が進展した。
井上 多加志; Di Pietro, E.*; Mondino, P. L.*; Bayetti, P.*; Hemsworth, R. S.*; Massmann, P.*; 藤原 幸雄; 花田 磨砂也; 宮本 賢治; 奥村 義和; et al.
Review of Scientific Instruments, 71(2), p.744 - 746, 2000/02
被引用回数：17 パーセンタイル：67.85(Instruments & Instrumentation)トカマク型核融合実験炉では、プラズマ加熱と定常運転のために50MW以上の中性粒子ビーム入射が必要である。ITERでは3基の中性粒子入射装置(NBI)に各々1MeV,40Aの重水素負イオンビームを発生する大型イオン源・静電加速器を用いる設計となっている。ITER環境で1MVの高電圧絶縁にSF
等の絶縁ガスを用いた場合、放射線誘起伝導(RIC)によってガス中に電流が流れ100kW以上のガス発熱が予測されている。そこでITER用NBIでは真空絶縁方式を検討している。本稿では1MeV静電加速器の開発途上で得られた真空絶縁の実験・解析結果及び設計指針と、それに基づく真空絶縁負イオン源と加速器の設計について報告する。
高エネルギー粒子加熱及び電流駆動専門家G
Nuclear Fusion, 39(12), p.2495 - 2539, 1999/00
ITERの追加熱・電流駆動方式として、電子サイクロトロンシステム、低減混成波帯システム、イオンサイクロトロン波帯システム、中性粒子ビーム入射システムの4つの方式を検討した。日、米、露、欧の4極の専門家グループを中心に、世界中のITER物理R&Dの成果をレビューし、それぞれのシステムごとに達成度、有効性、今後の課題を摘出し、実験炉ITERの加熱電流駆動方式として持つべき性能を提言した。
井上 多加志; 柴田 圭一郎*; 真木 紘一*; 山下 泰郎*
Fusion Technology 1996, 0, p.1799 - 1802, 1996/00
核融合実験炉用中性粒子入射装置(NBI)では、炉本体と直結する入射ポート・ビームダクトを通って中性子がNBI内へストリーミングするため、NBI機器が放射化することは避けられない。しかしながら、たとえばITER用NBIでは、主要機器である負イオン源・加速器は炉から20m程離れた遠方に設置されるため、ビームライン中で4桁の中性子束の減衰が期待され、装置の機能・寿命は確保できる。本研究ではNBI室内での作業従事者近接保守を実現するためにITER用NBIの2次元中性子輸送計算・放射化計算・
線輸送計算を行った。その結果、NBI入射装置の外側に厚さ30cmのポリエチレンを中性子遮蔽として設置し、さらに厚さ15cmの磁気遮蔽体である鉄を線遮蔽に併用することにより、NBI室内の炉停止1日後の線量当量を10
Sn/hr程度まで低減しうることを明らかにした。これによりNBI室内での保守作業は作業従事者が直接行えるとの見通しが得られた。
井上 多加志; 奥村 義和; 藤原 幸雄; 宮本 賢治; 小原 祥裕; 宮本 直樹*; 渡邊 和弘; B.Heinemann*; 谷井 正博*
Fusion Technology 1996, 1, p.701 - 704, 1996/00
ITER用中性粒子入射装置(NBI)では、単機容量1MeV、40Aの重水素負イオンビームを1000秒以上にわたって発生する高出力負イオン源と加速器が必要とされる。原研ではITER用NBIの要ともいえる、このイオン源と加速器の設計および開発研究を、ITER EDAの枠組みの中で行ってきた。イオン源の設計においては、炉環境でも十分な性能を発揮できるように構造・材料を吟味し、また保守時には人の近接保守とマニピュレーターによる遠隔保守を併用しうる構造を提案している。ITER NBIを実現する上で最重要R&D項目は1MeV加速器の開発である。これまでに805keV、0.15A(加速電源電流)のH
ビーム加速に成功しており、さらに大電流のビームを加速するために、ビーム光学最適化を進めた結果、極めて収束性の良いHビームが得られる運転領域を見出した。また負イオンのはくり損失特性を検討し、電子加速による効率低下が起きにくいとの見通しを得た。
閨谷 譲; JT-60チーム
Plasma Physics and Controlled Fusion, 38(12A), p.181 - 191, 1996/00
被引用回数：14 パーセンタイル：46.04(Physics, Fluids & Plasmas)JT-60Uにおいて負磁気シア配位と高三角度放電の閉込め改善領域の研究が進展した。負磁気シア放電では、負シア及び内部輸送障壁の形成により15MWのNB入射で蓄積エネルギー8.2MJ、閉込時間0.71秒、等価DT核融合出力~0.4を得た。内部輸送障壁の位置は/a~0.65と広く、放射冷却ダイバータを形成するような高密度でも維持できた。この負磁気シア配位をLHCDによって7.5秒保つことができ、定常化への見通しを得た。プラズマの三角度を増大することにより、ELMの発生限界の密度、温度を1.3~2倍に増大させることができた。この結果、1MAの完全電流駆動放電でHファクタ~2.5、規格化ベータ(
)~3を約2秒間維持することに成功した。負イオンNBの入射が1996年3月から開始され、加速電圧180kV、Dビーム電流3.2A、入射パワー100kWのプラズマ入射に成功した。
岡野 邦彦*; 山本 新; 杉原 正芳
JAERI-M 87-106, 16 Pages, 1987/08
現在使われているビーム入射電流駆動に関する理論の精度を、その理論に基づく数値シミュレーションと、トカマク実験とを比較することにより確かめた。
