Design study of national centralized tokamak facility for the demonstration of steady state high- 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

https://doi.org/10.1088/0029-5515/45/12/023

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。

ブートストラップ電流による高ベータ低アスペクト炉の定常維持

仙石 盛夫

プラズマ・核融合学会誌, 80(11), p.940 - 943, 2004/11

https://doi.org/10.1585/jspf.80.940

球状トカマク(ST)の最近の実験では、中心ソレノイドコイル無しの電流立上げ,高い非誘導電流率,内部輸送障壁の生成等が次々と実証されており、従来のトカマク同様に炉設計においてはこれらを想定しうるものと考えられる。これらの結果を低アスペクトトカマク炉の非誘導定常運転シナリオの検討に反映するために、商用炉VECTOR-OPT(原研設計)のブートストラップ電流比と中性粒子駆動電流比を評価した。規格化がST炉で典型的な値である5以上になると完全非誘導の定常運転が期待できることが示された。

A Review of internal transport barrier physics for steady-state operation of tokamaks

Connor, J. W.*; 福田 武司*; Garbet, X.*; Gormezano, C.*; Mukhovatov, V.*; 若谷 誠宏*; ITB Database Group; ITPA Topical Group on Transport and Internal Barrier Physics*

Nuclear Fusion, 44(4), p.R1 - R49, 2004/04

https://doi.org/10.1088/0029-5515/44/4/R01

トカマクにおける内部輸送障壁(ITB)の形成とその特性に関する実験と理論研究の現状について初めてレビューする。特にITBの理論モデリングに関する現状とITBの実験データを世界の9台のトカマク装置から集めた国際ITBデータベースについて述べるとともに、このデータベースを用いてITB形成に必要な実験条件と理論モデルとの比較について述べる。またトカマクの定常運転に関する実験の状況についてレビューし、ITER定常運転シナリオを達成するための課題と展望について議論する。

ITER真空容器溶接部のすきま腐食感受性評価

中平 昌隆

JAERI-Tech 2003-083, 79 Pages, 2003/11

JAERI-Tech-2003-083.pdf:10.29MB

ITER真空容器は、二重壁構造となっており、二重壁内部に冷却水を使用することが想定されている。この二重壁の外壁と補強リブの溶接継手には、部分溶け込み溶接が採用される予定であるが、この継手の冷却水に接する部分に、溶接に起因する、長さ5mm以下,すきま0.5mm以下のすきまが生じる。冷却水の水質などの環境条件によっては、このすきま部にすきま腐食の発生が懸念されている。したがって、この溶接継手すきま部の、すきま腐食感受性を評価する必要がある。ここでは、すきま腐食臨界電位概念に基づき、 ITERの通常運転中の冷却条件である150Cの運転温度、200Cでのベーキング温度及び異常時点検用の乾燥後の通水プロセスなどの環境を模擬し、加速のために濃度を高めた複数の塩化物イオン環境下において、実機溶接すきま部のすきま腐食感受性を評価した。具体的には、SUS316L材から金属すきま試験片を作成し、上記条件のもとで、腐食すきま再不働態化電位(E)の測定を実施した。得られた塩化物イオン濃度依存性データと、当該環境の定常腐食電位の推定値から局部腐食臨界電位概念に基づき、ITER溶接部のすきま腐食感受性を評価した。

Observation of high recycling steady H-mode edge and compatibility with improved core confinement mode on JFT-2M

神谷 健作; 木村 晴行; 小川 宏明; 川島 寿人; 都筑 和泰; 佐藤 正泰; 三浦 幸俊; JFT-2Mグループ

Nuclear Fusion, 43(10), p.1214 - 1219, 2003/10

https://doi.org/10.1088/0029-5515/43/10/024

JFT-2M装置において、第一壁のボロン化後に高リサイクリング定常(HRS)H-modeが得られる新しい運転領域を開拓した。このH-modeは定常性を有しており、大きなELMが無いのでダイバータ板への熱負荷を低減可能で、グリーンワルド密度(nGW)の約70%付近までの高密度運転が可能である(閉じ込め改善度HP~1.5)。HRS H-mode遷移時にコヒーレント成分を有する特徴的な磁場揺動が観測されており、その運転領域は比較的高い中性粒子圧力化での高規格化密度(ne/nGWが約40%以上)で観測され易いが、広い範囲の安全係数q95(2~3付近の低安全係数でも)で得られている。 HRS H-mode境界の最大の特徴は、プラズマコア部の閉じ込め改善モードと両立可能な点にある。今回、HRS H-mode境界に内部輸送障壁(ITB)を重畳させることによって、過渡的ながら規格化ベータ値()が約3.1に達する高性能プラズマを得ている。

Modified quasi-steady-state method to evaluate the mean power profiles of nuclear excursions in fissile solution

中島 健; 山本 俊弘; 三好 慶典

Journal of Nuclear Science and Technology, 39(11), p.1162 - 1168, 2002/11

https://doi.org/10.3327/jnst.39.1162

核分裂性溶液の核暴走時の平均出力変化を評価するための改良準定常法を開発した。改良前の手法では、反応度の計算に1群理論に基づく臨界方程式を使用している。しかし、1群近似では計算精度が悪く、また、臨界方程式で使用される形状バックリングは複雑な体系に適用できない。そこで、筆者らは、この手法を改良し反応度フィードバック係数を使用する手法とした。改良した手法は、フィードバック係数を算出するために別の計算を行う必要があるが、この手法は複雑な体系に適用可能であり、また、1群近似よりも精度の良い結果が得られる。さらに、沸騰出力を計算する新たな手法を、超臨界実験装置SILENEの実験データを用いて開発した。新たな手法を検証するために、CRAC及びTRACYを用いた超臨界実験の解析を実施した。結果は実験と良い一致を示した。

Solution exploration of plasma initiation and current ramp-up scenario in A-SSTR

Polevoi, A. R.; 西尾 敏; 牛草 健吉

JAERI-Tech 2000-001, p.16 - 0, 2000/01

JAERI-Tech-2000-001.pdf:0.85MB

中心ソレノイドコイルを排除した非誘導電流駆動方式による定常炉、改良型A-SSTRを対象に立ち上げシナリオの検討を実施した。主要な課題は初期プラズマの生成から500kA~1MA(定常プラズマ電流の5~10%)程度までプラズマ電流を立ち上げることの可否である。ソレノイドコイルを排除しても1Vsに満たない僅少の磁束供給は期待できることから、完全非誘導方式による場合と僅少の磁束供給が期待できる場合の両ケースについて立ち上げシナリオの検討を実施した。磁束供給を考慮する場合は4Vを0.1秒間プラズマに与え、3MWのECH予備電離・加熱の条件の下に10ms程度で放射損失バリヤーを乗り越えることが示された。一方、磁束供給がない場合でも初期プラズマの生成が可能であることが示された。この場合、外部から操作できるパラメータは加熱入力パワーのみであるため、立ち上げシナリオの構築は容易ではないが、輸送方程式と条件1の両方を満足する温度、密度及び電流を刻一刻設定することで初期プラズマの生成シナリオを構築した。この場合もECH予備電離・加熱のパワーは3MWである。双方とも、初期プラズマの生成からプラズマ電流2.0MA程度までECHによって立ち上げる場合の必要となる時間は約2000秒となった。中心ソレノイドコイルがなくてもプラズマの立ち上げは可能であることが示された。

Temperature control of plasma grid for continuous operation in cesium-seeded volume negative ion source

藤原 幸雄; 宮本 直樹*; 奥村 義和

Review of Scientific Instruments, 69(2), p.1173 - 1175, 1998/02

https://doi.org/10.1063/1.1148657

セシウム添加体積生成型負イオン源において、負イオン生成率を高めるためにはプラズマ電極の表面温度を300C程度に保つ必要がある。一方、プラズマ電極はプラズマの荷電粒子の衝突や輻射、中性粒子の衝突などのために15W/cm程度の熱負荷を受ける。この熱を利用して定常的に表面温度を最適値に保つことのできる電極を設計し、試験を行った。本電極は負イオン引出領域の周囲にベローズ構造の熱絶縁部を持ち、計算機シミュレーションによれば、15W/cmの熱負荷のもとで250-300Cの一様な温度分布を得ることができる。実験においても、設計通りの温度が得られていることを確認するとともに、400keV、0.6Aの水素負イオンビームを高い効率のもとで定常的に得ることができた。

Creep properties of 20% cold-worked Hastelloy XR

倉田 有司; 中島 甫

Journal of Nuclear Materials, 228, p.176 - 183, 1996/00

https://doi.org/10.1016/S0022-3115(95)00222-7

固溶化処理状態及び20%冷間加工状態のハステロイXRのクリープ特性を、800、900、1000Cで調べた。800Cでは定常クリープ速度及び破断延性は20%の冷間加工により減少し、破断寿命は増加する。900Cでもそれらは減少するが、破断寿命への有益な効果は消失する。20%の冷間加工は導入された高密度の転位により800及び900Cでクリープ変形抵抗を高める。1000Cでは、20%冷間加工材の破断寿命は、クリープ中に起こる著しい動的再結晶により、短くなり、また定常クリープ速度は大きくなる。このような冷間加工効果は、高温工学試験研究炉の高温構造物の設計及び運転において考慮すべきである。

Stability of toroidal Alfven eigenmode in JT-60 super upgrade

小関 隆久; C.Z.Cheng*; 永島 圭介

JAERI-Research 95-065, 22 Pages, 1995/10

JAERI-Research-95-065.pdf:0.75MB

JT-60SUにおいて予想されるトロイダル・アルフベン固有モード(TAEモード)安定性を求めた。ACCOMEコードによって求められた自己矛盾のない平衡に対し、NOVA-Kコードを用いてTAEモード安定性を解析した。高電流プラズマ(10MA)の場合、圧力勾配Phは高密度のため減少し、Vh/Vは高磁場(6.25T)のため1より小さくなる。ここで、Vh/Vは高エネルギ粒子の速度とアルフベン速度の比である。このため、TAEモードは安定性である。一方、低電流プラズマ(3MA/3T)の場合、密度の上昇により容易にVh/V1になり、高い圧力勾配Phと大きな〈h〉のためにTAEモードは不安定となる。しかし、密度・温度がさらに上昇すると、ブートストラップ電流は増加し、電流駆動NBパワーは減少する。この結果、Phと〈h〉の両方が減少し、TAEモードは安定化される。