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久保田 直義; 落合 謙太郎; 沓掛 忠三; 近藤 恵太郎*; 洲 亘; 西 正孝; 西谷 健夫
Fusion Engineering and Design, 81(1-7), p.227 - 231, 2006/02
被引用回数：5 パーセンタイル：36.38(Nuclear Science & Technology)水素同位体は、プラズマ対向機器の表面領域において、燃料粒子リサイクリングやプラズマ運転条件を考えるうえで重要な役割をはたす。この点に着目して、日本原子力研究所FNSでは、2002年から核融合炉関連機器のための元素分布分析を開始している。本研究では、表面領域での水素同位体挙動を明らかにするために、D-Tプラズマに曝されたTFTRタイル内のトリチウム深さ分布分析をFNSにて行った。イオンビームを用いた核反応分析の結果、4種類の元素すなわち重水素,トリチウム,リチウム6及びリチウム7が検出された。測定されたエネルギースペクトルから各元素の深さ分布を計算したところ、重水素とリチウムが表面から1
mまで一様に分布しているのに対し、トリチウムは0.5mにピークを持つ分布であることがわかった。また、TFTRタイルの表面領域は深部に比べて1桁高い量のトリチウムを保持していることがわかった。
中村 博文; 東島 智
真空, 49(2), p.62 - 68, 2006/02
核融合装置における各種放電方法を利用した真空容器からのトリチウム除去に関する経験について解説する。重水素-トリチウム放電の実施経験があるJET(EU)及びTFTR(米)における放電を用いた真空容器からのトリチウム除去経験では、JETでは、トカマク放電や放電洗浄によるトリチウム除去はトリチウム除去に余り大きな効果はなく、TFTRでは、酸素を用いた放電洗浄(He/O-GDC)が有効であるとの結果が得られている。これらの結果をもとにITERでの真空容器内トリチウム除去法として、He/O-GDCが採用されることになった。一方、我が国のJT-60Uに関しては、重水素トカマク放電により発生し、真空容器内に残留しているトリチウムの除去試験の結果を紹介する。JT-60U重水素置換運転の一環として実施したグロー放電,高周波放電及びテイラー放電による重水素,ヘリウム及びアルゴンを作動ガスとしたトリチウム除去実験の結果及び通常のトカマク放電中におけるトリチウム排出量,排出率を測定した結果、放電洗浄によるトリチウム除去では水素を用いた放電が有効であり、その中で水素-グロー放電が最も除去効率が高いこと、また、水素-高周波放電も放電の最適化が進めばトリチウム除去に有望であるとの結論を得た。
田辺 哲朗*; 杉山 一慶*; Coad, P.*; Bekris, N.*; Glugla, M.*; 宮 直之
Journal of Nuclear Materials, 345(2-3), p.89 - 95, 2005/10
被引用回数：17 パーセンタイル：73.49(Materials Science, Multidisciplinary)JETのDT放電で利用されたMARKII-Aダイバータタイル上のトリチウムの蓄積を調べた結果及び、JT-60UのDD放電で使用されたダイバータタイルに蓄積されているトリチウムの表面分布及びSIMSによるH,Dの深さ分析結果を比較し、ITERにおけるトリチウムのインベントリー評価をするうえで、何が問題であるかを議論した。特に2つの装置におけるダイバータ構造の違い,タイル配置の違いなどを考慮しつつ、水素(H, D, T)の蓄積状況を比較することにより、ダイバータ構造及びタイル配置の最適化をはかれば、炭素の損耗を減らし、ひいてはトリチウムインベントリーを減らせることができることを示唆した。またJT-60Uの結果に基づき、黒鉛タイル表面の温度を500
C以上にすることができれば、ITERのトリチウムインベントリーを大きく減らせることも明らかにした。
久保田 直義; 落合 謙太郎; 沓掛 忠三; 林 孝夫; 洲 亘; 西 正孝; 西谷 健夫
プラズマ・核融合学会誌, 81(4), p.296 - 301, 2005/04
核融合炉におけるプラズマ対向壁表面近傍の水素同位体挙動は燃料リサイクリングを考えるうえで重要であり、特にDT燃焼炉においては安全管理のうえでも同様に重要である。原研FNSでは、核反応分析法を用いて、DD放電で使用されたJT-60Uプラズマ対向壁の分析を試み、ミクロンオーダーでの重水素分布及び、DD反応で生成されたトリチウム分布を明らかにしてきた。本研究では、DT放電で使用されたTFTRプラズマ対向壁表面近傍の元素深さ分布を測定し、トリチウムの挙動を明らかにすることを目的とした。分析した試料は、TFTR内側リミッタに使用されていた炭素繊維複合材タイルの一部を切り出したものである。核反応分析の結果、重水素とリチウムが一様に分布している一方で、トリチウムは深さ0.5mにピークを持つ分布を示すことがわかった。燃焼法によって報告されたバルクでの平均トリチウム密度と比較すると、タイル表面近傍にはトリチウムが1桁多く保持されていた。DD放電で使用したJT-60のタイルの場合、トリチウムは1.5mより深い場所に蓄積しているのに対し、 DT放電で使用したTFTRのタイルでは表面近くに蓄積しており、低エネルギーのトリチウムがおもに寄与していることを示している。
大島 貴幸
JAERI-Review 2001-034, 43 Pages, 2001/11
JAERI-Review-2001-034.pdf:13.99MB
本文は、筆者が1997年に米国General Atomics(以下GAと略す),Princeton Plasma Physics Laboratory(以下PPPLと略す)出張の際の調査結果等をまとめたものである。出張時はGA社,核融合グループ(Fusion Group)計算機システム(Computer System)に所属し、データ処理設備を主眼においた大型トカマク核融合実験装置DIII-D実験参加,特に米国内の遠隔実験デモンストレーション参加,DIII-Dデータ処理設備,コンピュータネットワーク等の調査を行った。また、PPPLに出向き、JAERI-PPPL 日米核融合エネルギー研究協力の遠隔実験機器に関する情報交換,TFTRデータ処理設備,コンピュータネットワーク等の調査を行った。その後2000年に再度GAに出張する機会を与えられ、わずか3年の間に急速なコンピュータの技術革新により各データ処理設備等が変更されていたのでそれらの点もあわせて記する。
宮 直之
プラズマ・核融合学会誌, 73(8), p.805 - 811, 1997/08
最近大型プラズマ実験装置で実施されているDT実験の現状と安全上の問題点についてまとめたものである。これから本格的なDT実験を開始する欧州のJETの状況を含め、1997年4月に約3年半に渡ったDT実験を終了した米国のTFTRでの実績を中心に、放射線安全基準、周辺への影響評価、トリチウム処理技術及び装置の放射化等の状況を述べた。またこれ等の状況を通して現時点で明らかとなっている問題点等について述べた。安全上の課題として、サイト境界線量当量におけるトリチウムロスの低減、トリチウム処理設備で発生したトラブル例、放射化した装置による高い放射線環境下での対応及び遠隔装置機器の動作精度について述べた。
野口 宏
日本原子力学会誌, 39(11), p.915 - 916, 1997/00
特集「トリチウムの影響と安全管理」の第2章である。本特集の基礎情報として、環境中トリチウムの発生源である天然、核実験、医療・産業・研究、原子力等を起源とするトリチウムのインベントリと発生量をまとめた。大気中核実験起源のトリチウムは環境中トリチウムの最大の発生源であったが、年々そのインベントリは減少している。医療や産業起源のトリチウム発生量は少ないと考えられる。将来的には原子力利用に伴うトリチウムの割合が増加する可能性があるが、ITERは大量のトリチウムインベントリを有するものの、平常時の環境への放出量は他の原子力施設に比べて大きくなることはないと考えられる。
宮 直之
JAERI-Tech 95-028, 42 Pages, 1995/03
TFTRで93年11月より開始されたDT実験における安全基準、遮蔽対策及びトリチウム処理など放射線安全に係わる対策状況についてまとめた。94年10月までのDT中性子発生量は~1
10
個、使用したトリチウムは~20gであった。DT実験に当り本体室壁の一部を遮蔽補強した。サイト境界線量当量は2.4mrem/y(最大年間予測値)であり、TFTRのDT実験は線量当量限度10mrem/y以下で安全に実施されている。真空容器周辺での毎朝実験前の放射化レベルは最大100mrem/hである。現在2.5gの範囲でトリチウムの搬入出を行っているが、On-siteでの回収再利用をめざしたTPS設備を準備中である。DT実験後は真空容器内のトリチウムを除去後、放射化レベルの低い部分から3年程の期間をかけて解体する予定である。
西谷 健夫; 嶋田 隆一*
プラズマ・核融合学会誌, 71(3), p.212 - 213, 1995/03
プラズマ・核融合学会誌の小特集「TFTRのDT実験」の序論として、実験の概要を述べる。TFTRでは、1993年12月よりトリチウムを使用した実験を開始した。JETでも1991年に、トリチウム混合比が約11%の実験を行ったが、D:T=1:1の本格的DT実験はTFTRが世界最初である。これまでに核融合出力10.7MW、核融合利得Q~0.3を達成した。DTプラズマの閉じ込めは、DDプラズマに比べて予想以上に良いという明るい結果が得られている。一方、実験開始以来使用したトリチウムは20万Ciに達しているが、際立った事故なしに実験が遂行されてきている。
白井 浩
プラズマ・核融合学会誌, 71(3), p.223 - 229, 1995/03
TFTRのDT実験においてスーパーショットプラズマ及び高
pプラズマの熱、粒子輸送が輸送コードTRANSPを用いて解析された。スーパーショットではDプラズマ(重水素プラズマ)とDTプラズマ(重水素・三重水素混合プラズマ)の比較の結果、エネルギー閉じ込め特性及び熱・粒子輸送係数の平均水素質量〈A〉に対する強い依存性が得られた。即ち全蓄積エネルギーW
〈A〉
、熱化蓄積エネルギーW
〈A〉
、イオン熱拡散係数
i〈A〉
,電子の粒子拡散係数De〈A〉
等である。高p放電ではHモード遷移時においてDTプラズマの方がDプラズマと比較するとiの減少が大きく、エネルギー閉じ込め改善度が大きく、更に周辺局在モードが発生する時刻も遅かった。しかしながら輸送と密接な関係がある密度揺動の強度は、DプラズマとDTプラズマでは大差がなかった。
宮 直之
プラズマ・核融合学会誌, 71(3), p.241 - 245, 1995/03
TFTRのサイト境界線量限度は10mrem/yである。DT実験に当って本体室壁の一部が補強された。DT実験開始後10ヶ月間のDT中性子発生量は~110個であった。サイト境界に及ぼす線量当量(直達線および放射化気体)の影響は、年間最大110
個を想定しても最大2.4mrem/yであり、DT実験が限界線量値以下で安全に実施されている。真空容器周辺での毎朝実験前の放射化レベルは最大10mrem/hである。DT実験終了後は真空容器内のトリチウム除去後に放射化レベルの低い部分から3年程の期間をかけて解体する予定である。
藤田 隆明; 飛田 健次
プラズマ・核融合学会誌, 71(3), p.214 - 222, 1995/03
本論文は核融合学会誌小特集「TFTRのDT実験」の一部として、実験に参加したプラズマ実験研究者の目から見た1993年12月から1994年11月までの間のTFTRのDT実験の成果についてまとめたものである。核融合出力の向上についてはリチウムペレットの使用によりスーパーショットの領域を高プラズマ電流へと拡大し、2.7MAにおいて核融合出力10MWを達成した。アルファ粒子の損失についてはMHD不安定性がない場合には即時軌道損失で説明でき、異常な損失はなかった。アルファ粒子圧力に起因するTAE不安定性は今までのところ観測されていない。アルファ粒子が減速して生じるヘリウム灰の輸送が調べられ、核融合炉で懸念されているヘリウム灰の蓄積は観測されなかった。高ポロイダルベータ領域にて高閉じ込めのDTHモードプラズマが得られた。DTプラズマに対するICRF加熱が実証された。
白井 浩; 平山 俊雄; 小出 芳彦; 吉田 英俊; 内藤 磨; 佐藤 正泰; 福田 武司; 杉江 達夫; 安積 正史; D.R.Mikkelsen*; et al.
Nuclear Fusion, 34(5), p.703 - 727, 1994/00
被引用回数：7 パーセンタイル：31.22(Physics, Fluids & Plasmas)JT-60及びTFTRでは、中性粒子入射(NBz)加熱時に荷電交換再結合分光(CXRS)によりイオン温度分布が測定されている。このイオン温度分布の実験値と、イオン温度勾配不安定性(
モード)及びドリフト波不安定性(捕捉電子モード等)に基づくイオン熱拡散係数のモデルを用いて計算で得られた分布を比較した。JT-60のLモードプラズマでは広範囲なプラズマパラメータ領域において実験値と計算値は良い一致を示した。TFTRのLモードプラズマでは、プラズマの周辺領域において計算値は実験値よりも高くなった。プラズマの中心イオン温度が10keVを超える高イオン温度モードプラズマでは、イオン温度の分布は実験のそれに比べると平坦で、かつ中心イオン温度もかなり低いものになった。高イオン温度モードプラズマでは、これらの不安定性の安定化機構や他の輸送機構(熱ピンチ等)を考慮する必要がある。
西谷 健夫; 朝倉 伸幸
プラズマ・核融合学会誌, 70(6), p.581 - 588, 1994/00
1991年に、JETで世界で初めてトリチウムを使用したトカマク実験(トリチウム燃料比約11%)が行われたのに続き、1993年12月には、TFTRにおいて、トリチウム燃料比が約50%の本格的DT燃焼実験が行われた。この実験では、プラズマ電流2MAのDプラズマに7本のトリチウムNBIと4本の重水素NBI(合計約30MW)を入射することにより、中性子発生率2.310
n/s、核融合出力6.2MWを得た。本稿では、このTFTRのDT実験の結果を中心にして、核燃焼プラズマ実験の現状および問題点について述べる。
20, 1992, Naka炉心プラズマ研究部
JAERI-M 92-128, 27 Pages, 1992/09
「強加熱時のエネルギー閉じ込め比例則」に関する三大トカマク協力研究ワークショップW22が1992年5月18日-20日に那珂研究所で開催された。この議事録は、14の講演(JETから5件、JT-60から4件、TFTRから3件、DIII-Dから1件、JFT-2Mから1件)の概要およびワークショップのまとめを収録したものである。次の5つの話題に分類される講演が行われた;(1)Lモードの閉じ込めと比例則、(2)高ポロイダルベータ領域での閉じ込め、スーパーショットや高ポロイダルベータ改善閉じ込めモードなど、(3)各種Hモード(VHモードを含む)の閉じ込めと比例則、(4)現トカマクにおける特徴的時間、および(5)実験データと理論モデルとの比較。
草間 義紀; W.W.Heidbrink*; Barnes, C. W.*; M.Beer*; G.W.Hammett*; D.C.McCune*; S.S.Medley*; S.D.Scott*; M.C.Zarnstorff*
PPPL-2813, 17 Pages, 1992/01
TFTRオーミックプラズマへの短パルスビーム入射における縦方向中性粒子測定から、高速イオンの径方向拡散係数を評価した。中性粒子束の時間変化を理論計算と比較することにより、高速イオンの拡散係数が0.1m
/秒程度であることを示した。また、この値は他の測定から得られている値と一致した。
He ionization chamber on TFTR西谷 健夫; J.D.Strachan*
Japanese Journal of Applied Physics, 29(3), p.591 - 596, 1990/03
被引用回数：3 パーセンタイル：24.18(Physics, Applied)グリッド付He電離箱は1~2%のエネルギー分解能を有し、重水素プラズマのイオン温度測定に適している。ここでは、1987年に、TFTRにおいて、He電離箱により、中性子スペクトル測定を行った結果について報告する。OH放電では、約20ショット積算することにより、イオン温度が得られ、ドップラー分光、CX中性粒子測定等の結果と20%の測定誤差範囲内で一致したが、NBI放電では、パイルアップ効果によって、イオン温度は得られなかった。またOH放電においては、全中性子発生量のデータと組み合わせることにより、重水素比および有効電荷数を評価した。
関 泰; 小佐古 敏荘*
日本原子力学会誌, 32(1), p.33 - 36, 1990/01
大型核融合実験施設として、現在稼動中の米国TFTR(Tokamak Fusion Test Reactor)及びJET(Joint Enropean Torus)における放射線防護の現状を紹介する。次に日本のJT-60の現状と計画について述べる。さらに次期大型核融合装置として原研で概念設計を進めている核融合実験炉(FER)の放射線防護の考え方について述べる。
P.R.Thomas*
JAERI-M 87-064, 16 Pages, 1987/05
トカマクにおける追加熱時のプラズマ中心のパワー、バランスを解析する簡単なモデルを提案し、その妥当性をJET、JT-60、TFTRのスーパショットが、軸上の加熱密度が高いことによることが示された。また、JT-60においては水素ビームを重水素ビームにおきかえることによって、大巾な改善が期待できることが明らかとなった。
下村 安夫; 小田島 和男
JAERI-M 86-128, 20 Pages, 1986/08
増分に関するエネルギー閉じ込め則を求め、多くの実験装置、過熱手法にあてはまることを示している。極めて一般的な閉じ込め則を得た。これは、閉じ込めの良くない L-モードに関するものである。H-モードに関しては、4倍程度の改良が見られるが、データ点数が少ない為、スケーリング則は求められない。全閉じ込め時間と増分の閉じ込め時間の関係についても述べる。
笹本 宣雄; 飯田 浩正; 池田 孝夫*; 植木 紘太郎*; 上松 幹夫*; 桜本 直彦*; 秦 和夫*; 竹内 清*; 辻 政俊*; 森 清治*; et al.
JAERI-M 82-216, 67 Pages, 1983/01
日本原子力学会・「速中性子遮蔽」研究専門委員会の核融合炉遮蔽ワーキンググループにおいて、各種の核融合炉概念設計書をもとに核融合炉遮蔽解析法の現状のサーベイ及び検討を行った。本報告書はそれらの検討結果をまとめたものである。取り上げた設計例は、CULHAM MKII(英国)、SPTR(日本)、TFTR(米国)、STARFIRE(米国)、INTOR-USA(米国)の5種類である。
