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仲野 友英; 朝倉 伸幸; 竹永 秀信; 久保 博孝; 三浦 幸俊; 清水 勝宏; 木島 滋; 正木 圭; 東島 智; JT-60チーム
Nuclear Fusion, 46(5), p.626 - 634, 2006/05
被引用回数：21 パーセンタイル：57.18(Physics, Fluids & Plasmas)長い時間スケールにおけるプラズマ・壁相互作用を理解するため、放電時間を15秒から65秒に、中性粒子ビーム加熱時間を10秒から30秒に伸張した。長時間Hモード放電の後半ではダイバータ板が粒子飽和することが確認された。放電中にダイバータ板での粒子吸収が徐々に減少し、その後、粒子を吸収しない状態に達した。この壁飽和現象によって、ダイバータ排気を有効にしているにもかかわらず中性粒子ビーム以外の粒子供給がなくても主プラズマの密度が上昇した。また、総入力エネルギーが350MJに達したが、カーボンブルームと呼ばれる急激な炭素不純物の発生や、主プラズマの不純物による希釈は観測されなかった。
plasma operation玉井 広史; 秋場 真人; 疇地 宏*; 藤田 隆明; 濱松 清隆; 橋爪 秀利*; 林 伸彦; 堀池 寛*; 細金 延幸; 市村 真*; et al.
Nuclear Fusion, 45(12), p.1676 - 1683, 2005/12
被引用回数：15 パーセンタイル：45.44(Physics, Fluids & Plasmas)トカマク国内重点化装置の設計研究をまとめた。装置の設計は、プラズマのアスペクト比と形状制御性に関して自由度を広く確保できることが求められている。これは、ITERと平行して研究を進めるとともに、定常高ベータプラズマ運転についての科学的なデータベースをDEMOへ提供する観点から重要である。この目標に合致するように、プラズマのアスペクト比と形状の自由度の確保について、これまで比較的困難であったダイバータ排気性能との両立が図られるように装置設計を行った。この装置設計に基づいて、閉じ込め,安定性,電流駆動,ダイバータプラズマ等の物理性能を評価し、主目的である定常高ベータプラズマを実現するための制御方法を検討した。
藤原 幸雄; 渡邊 和弘; 奥村 義和; Trainham, R.*; Jacquot, C.*
Review of Scientific Instruments, 76(1), p.013501_1 - 013501_5, 2005/01
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Instruments & Instrumentation)セシウム添加型の負イオン源における長パルス運転用のプラズマ電極を開発した。セシウム添加型負イオン源では、プラズマ電極の温度を負イオン生成に適する300
C程度に維持することが必要である。冷却パイプを熱絶縁のためのスペーサを介してプラズマ電極にロー付けする構造を新たに提案、3次元熱解析により設計を行い製作した。実際に負イオン源に組み込み負イオンビーム生成試験を行った結果、長パルス試験において温度が約280Cに維持できることを確認でき、本強制冷却方式が長パルス運転用電極に有効であることを確認できた。
西谷 健夫; Vayakis, G.*; 山内 通則*; 杉江 達夫; 近藤 貴; 四竈 樹男*; 石塚 悦男; 川島 寿人
Journal of Nuclear Materials, 329-333(Part2), p.1461 - 1465, 2004/08
被引用回数：16 パーセンタイル：69.88(Materials Science, Multidisciplinary)ITERではプラズマ位置制御用磁気センサーとして無機絶縁(MI)ケーブルを用いた磁気コイルを用いるが、これまでの照射試験においてMIケーブルの中心導体と外皮導体間に数Vの起電力(RIEMF)が発生することが観測されており、磁気計測に与える影響が懸念されていた。そこで磁気コイルをJMTRで照射し、照射中に磁気コイルの中心導体両端に発生する起電力を高感度電圧計で測定した。これまで懸念されていたRIEMFによる中心導体両端間の起電力は十分小さいことを確認したが、中性子フルエンスの増加とおもに熱起電力が発生する現象を観測した。この結果をITERの使用条件に外挿すると、1000秒以上の長時間運転では問題となる可能性があることを指摘した。
玉井 広史; 栗田 源一; 松川 誠; 浦田 一宏*; 櫻井 真治; 土屋 勝彦; 森岡 篤彦; 三浦 友史; 木津 要; 鎌田 裕; et al.
Plasma Science and Technology, 6(3), p.2281 - 2285, 2004/06
被引用回数：0 パーセンタイル：0.02(Physics, Fluids & Plasmas)JT-60SCの高性能定常運転シナリオをTOPICSを用いて検討・評価し、
5で自発電流割合86%の定常状態をI
=1.5MA, B
=2T, NBパワー11MWで維持できることを示した。またERATO-Jを用いた解析を行い、導体壁半径とプラズマ小半径との平均比約1.2では、トロイダルモード数1、または2の外部キンクモードに対する壁安定効果により、
5.5まで達成可能であることを示した。さらに 、プラズマを壁に近付けることによって発生する抵抗性壁モードは、容器内コイルを用いた能動制御により抑制されると予測している。一方、のさらなる向上のためにTOSCAによるプラズマ形状の解析を行い、S=(I/aB)q
で定義されるプラズマ形状係数(非円形度と三角形度に強く依存)を4から6まで変えられることを示した。これは高性能プラズマ運転を実現するうえで重要な電流分布と圧力分布の制御性の拡張を示唆している。
芳野 隆治
Nuclear Fusion, 43(12), p.1771 - 1786, 2003/12
被引用回数：49 パーセンタイル：80.09(Physics, Fluids & Plasmas)JT-60のデータを用いてニューラルネットによるディスラプション予測の研究を行った。「プラズマ安定度」という新しい基準を導入し、かつ従来の方法とは異なる2段階でニューラルネットを教育する新しい方式を開発した。これにより、密度限界,プラズマ電流低減時の高内部インダクタンス,低密度ロックドモードによって発生するディスラプションについて、30ms以前に約90%の予測成功率を約2%の予測失敗率のもとで得ることができた。「プラズマ安定度」を導入したことにより、初めて、各予測時点における予測成功率を評価し、予測成功率と予測失敗率との関係を明らかにした。この結果として、ディスラプション予測の高精度化への道を拓いた。
二宮 博正; 狐崎 晶雄; 清水 正亜; 栗山 正明; JT-60チーム; 木村 晴行; 川島 寿人; 都筑 和泰; 佐藤 正泰; 伊世井 宣明; et al.
Fusion Science and Technology, 42(1), p.7 - 31, 2002/07
被引用回数：13 パーセンタイル：27.27(Nuclear Science & Technology)先進定常トカマク運転に必要な高い総合性能を維持する科学的基盤を確立するため、JT-60Uは改善閉じ込めモードの運転制御シナリオの最適化を進め、各種のプラズマ性能を向上してきた。この結果、定常トカマク炉に向けた顕著な成果を得た。これらの成果の詳細を報告する。JFT-2Mでは、高性能プラズマの開発と核融合炉で採用が予定されている構造材料開発のための先進的研究と基礎的な研究を進めている。真空容器外側に設置したフェライト鋼により、トロイダル磁場リップルが減少することが示された。真空容器内の20%の領域にフェライト鋼を設置しても、プラズマ性能への影響は見られなかった。TRIAM-1Mの結果についても報告する。
木村 仁宣; 明道 栄人; 岡根 章五; 宮島 和俊
Proceeding of International Waste Management Symposium 2002 (WM '02) (CD-ROM), 14 Pages, 2002/00
再処理特別研究棟(JRTF)に設置されている大型槽類を解体するため、洗浄,切断及び回収等の複数の機能を備えた大型槽類遠隔解体装置を製作した。本装置は、5軸の移動機構によって動作する。また、装置の運転は遠隔操作によって行われる。本装置の解体実地試験への適用性を検証することを目的に模擬槽を用いてモックアップ試験を実施した。この試験において槽内の洗浄,配管及び槽本体の切断,切断片の回収等の性能を確認し、本装置が解体実地試験に適用できる見通しを得ることができた。
芳野 隆治
プラズマ・核融合学会誌, 75(12), p.1337 - 1374, 1999/12
ディスラプションは、トカマクプラズマがその熱と磁気エネルギーを短時間で放出する現象であり、その放出する過程を外部より制御することはかなり難しい。このためディスラプションによりトカマク装置の受ける影響を評価するために、その特性を評価することは炉設計における最重要課題の1つになっている。緊急停止も一種のディスラプションがあるが外部より能動的に発生させること、トカマク装置の受ける影響を大きく緩和することを狙いとする点が大きく異なる。炉の緊急停止シナリオはディスラプションの研究から生み出されたものであり、炉の運転稼動率を大きく高めるために極めて重要である。加えて、ディスラプションの発生確率を大きく低減するには、ディスラプションの回避が必要である。この回避は、燃焼制御の1つと考えてよく、今後の研究課題として重要である。
ディスラプション・プラズマ制御・MHDグループ; 高エネルギー粒子加熱及び電流駆動専門家G; 計測専門家グループ
Nuclear Fusion, 39(12), p.2577 - 2625, 1999/00
ITERの設計建設のために必要なトカマクプラズマの運転についての物理基準を示した。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、第一壁の調整、トリチウムの第一壁への吸蔵とその排出、プラズマの位置形状制御、燃焼制御、プラズマの着火、プラズマの立ち上げと立ち下げ、プラズマの急速消滅、圧力分布と電流分布の制御、先進トカマク運転、等のプラズマ運転に関する指針を示した。
木村 豊秋; JT-60チーム
16th IEEE/NPSS Symp. on Fusion Engineering (SOFE '95), 1, p.724 - 729, 1996/00
JT-60Uでは実験炉ITERの設計に必要なデータベースを得るため、また、準定常状態で高性能の炉心規模プラズマを得るため、様々な物理・工学プログラムが実施されてきている。各装置・設備では、ボロン化処理による本体真空容器壁調整の効率向上、B
Cを表面コーティングした炭素繊維強化黒鉛タイルのダイバータ板への採用による不純物低減、VMEバスの高速制御システムによるプラズマ制御機能の向上、高速イオン挙動研究のためのイオンサイクロトロン共鳴周波数帯高周波パワーの増強等、種々の開発が進められた。また、現在負イオンNBI加熱装置の開発や閉ダイバータへの改造が進められている。本発表では、主に最近2年間のこうしたJT-60U各装置・機器の開発内容、並びにこれらによるシステム性能・運転効率向上に基づいた世界最高の核融合三重積の達成等JT-60Uの運転における進展について述べる。
近藤 育朗; JT-60チーム
Fusion Technology 1994, 0, p.759 - 762, 1995/00
JT-60Uの実験運転は今年4年目に入った。本シンポジウムにおいては本装置の機器性能を、その実験上の効果との関連において、これまでの実験運転を通じて明らかになったことを報告する。これまでの実験ではいわゆる高p配位と呼ばれる体積50m
前後の比較的小さいプラズマで成果を上げてきた。核融合積を10
m
・s・keVの大台に乗せたあとは、もっと広い範囲のプラズマ密度領域での良い閉込め特性を求める努力が続けられている。これまでに得られたプラズマ特性はトカマク自身の性能に加え、様々な技術的手法を用いて、リップル効果や、色々な意味での不安定性を避ける道を見つけることによって得られたものである。ダイバータ運転におけるX点位置の実時間制御、テイラー型放電洗浄を効果的に行うためのコイル結線の組変え、NBI高出力化のためのイオン源の引出し電極のギャップ調整などがその例である。
近藤 育朗; JT-60チーム
15th IEEE/NPSS Symp. on Fusion Engineering,Vol. 2, 0, p.826 - 829, 1993/00
JT-60は、改造により6MAプラズマ電流運転が可能な、下部ダイバータ付きのJT-60Uとなってから2年余り運転を行ってきた。その間、重水素を用いた放電で運転領域を拡げ、その結果としてプラズマ温度、エネルギー閉込め等のプラズマ特性について記録的な成果が得られている。一方、上記の改造は新たに取組むべき問題も生んだ。6MAに至る高いプラズマ電流を発生させるには、サイリスタ制御切替時の瞬時過電圧発生を避けるような制御シーケンスを選ぶ必要がある。また、トロイダルコイル転倒力に関する変化のモニタリングも必要である。さらに、Hモードを中心とする最近の成果は、壁調整の努力によるところが大きく、ヘリウムグロー放電やボロニゼーション等が適宣実行された。本報告は、JT-60Uの機器と運転技術の現状を実験結果との関連に於いてレビューするものである。
立花 光夫; 星 蔦雄; 見喜 一朗
Proc. of the 1st JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering,Vol. 2, p.81 - 84, 1991/00
原子炉解体の特殊性の一つには、高放射化した圧力容器と炉内構造物の撤去にあり、そのためには高い切断性能と遠隔性に優れた技術が必要である。JPDRの解体計画ではそれらの解体のために水中アークソーと水中プラズマアーク切断技術の開発を進めてきた。水中プラズマアークによる炉内構造物の解体は1989年2~9月に、また水中アークソーによる圧力容器の切断は1990年4~6月にかけて実施した。この解体作業を通して、水中プラズマ及び水中アークソーが十分な切断性能を有していること、発生する放射性のダストが水中切断により最小限に抑えられることが確認でき高放射化した機器の解体における水中切断工法の有用性が実証できた。一方、遠隔操作機器及び水封容器等の放置に多大の作業時間を有することから簡便な工法の開発が必要であることが判った。本論文では、各工法における切断結果と、解体実地試験より得られた経験を述べる。
