Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
井手 俊介; JT-60チーム
Plasma Science and Technology, 8(1), p.1 - 4, 2006/01
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Physics, Fluids & Plasmas)ITER先進運転や定常核融合炉の開発に向けた、JT-60における高性能プラズマ開発とその長時間化について以下に示す結果について報告を行う。正磁気シアプラズマにおける、新古典テアリングモードを伴わない高規格化圧力(
3)の6.2秒間維持。自発電流割合45%の弱磁気シアプラズマを、ほぼ完全電流駆動状態で5.8秒間維持。高自発電流割合75%の負磁気シアプラズマを、ほぼ完全電流駆動状態で7.4秒間維持。長時間放電における、高規格化圧力(=2.3)の22.3秒間維持。また同時に、これらの成果の先進トカマク開発における意義付けや課題について議論を行う。
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。
上田 良夫*; 井上 多加志; 栗原 研一
日本原子力学会誌, 46(12), p.845 - 852, 2004/12
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の第1回である。最も実現に近い核融合炉として、DT反応を用いたトカマク型炉を取り上げ、エネルギー発生に必要な炉心プラズマ条件を概説する。また安全性,廃棄物,トリチウム,環境負荷,必要資源,建設コストの観点から核融合炉の特徴と課題を議論するとともに、トカマク型核融合炉の構成機器を紹介する。
谷 啓二; 飛田 健次; 西尾 敏; 飯尾 俊二*; 筒井 広明*; 青木 尊之*
プラズマ・核融合学会誌, 80(11), p.931 - 934, 2004/11
軌道追跡モンテカルロコードを用いて、低アスペクト比トカマク炉(VECTOR)における核融合反応生成アルファ粒子のリップル損失を解析した。VECTOR中ではアルファ粒子はよく閉じ込められることがわかった。低アスペクト比トカマク中では、リップル損失のトロイダル磁場コイル数の依存性は非常に弱い。トロイダル角方向の損失粒子による第一壁熱負荷のピーキングファクタ2を仮定すると、プラズマ外側端のリップル値としては、第一壁に冷却機構が有る場合と無い場合で、1.5%と1.0%程度がそれぞれ許容されることがわかった。両者の場合において、トロイダル磁場コイル数としては4程度まで削減できることがわかった。
西尾 敏
プラズマ・核融合学会誌, 80(1), p.14 - 17, 2004/01
将来の核融合炉の構造材料にとってSiC/SiC複合材料は極めて有力な候補材料である。有力であることの内容は、高温運転が可能であることによる高熱効率,低放射化材料であることによる廃棄物処理負荷の軽減及び電磁力が作用しないことによる構造設計の容易さ、である。ここでは、これらSiC/SiC複合材料の利点を活かしたトカマク型動力炉の設計例について紹介する。
栗田 源一; 津田 孝; 安積 正史; 石田 真一; 竹治 智*; 逆井 章; 松川 誠; 小関 隆久; 菊池 満
Nuclear Fusion, 43(9), p.949 - 954, 2003/09
被引用回数：31 パーセンタイル：67.25(Physics, Fluids & Plasmas)原型炉の開発における二つの重要な課題は高ベータ化と低放射化材料の開発である。後者の低放射化材料の開発に関しては、現在低放射化フェライト鋼が最有力候補であると考えられているが、強磁性体であるためMHD不安定性による摂動磁場を吸い込むことによってMHD安定性を劣化させ前者のベータ限界を下げる可能性がある。ここでは、フェライト鋼(強磁性体)壁の効果を含んだMHD安定性解析を行うことによって限界ベータに対する強磁性体壁の影響を調べた。
栗原 良一; 西尾 敏; 小西 哲之
Thermal Stresses 2001, p.81 - 84, 2001/00
トカマク型核融合動力炉において、プラズマから高熱流束を受けるブランケット第一壁は、照射損傷などにより亀裂が発生する可能性がある。DREAMのSiC/SiC複合材料製ブランケット第一壁に亀裂を想定して、亀裂周辺の応力状態を調べるため有限要素法解析を行った。その結果、亀裂周辺の応力は圧縮応力状態になるが、亀裂先端のごく近傍では許容応力以上の引張と圧縮の応力集中が発生した。今後、亀裂の安定性及び限界亀裂寸法を正確に評価するために、クリープによる応力緩和等を考慮した破壊力学的評価法の開発が必要である。
関 泰
Fusion Engineering and Design, 48(3-4), p.247 - 254, 2000/09
被引用回数：4 パーセンタイル：32.52(Nuclear Science & Technology)1993年の第5回IAEA核融合炉設計と技術に関する会合以降に日本においてなされた核融合炉の設計研究を紹介する。前回会合からの5年間に、日本における核融合炉の研究はトカマク炉、ヘリカル炉とレーザー炉により集中してきた。トカマク炉の研究は4件ありA-SSTR,CREST,DREAMとIDLTである。ヘリカル炉はFFHRがあり、レーザー炉はKOYOである。5年前の多様な閉じ込め方式の炉が研究されていた状況と較べると閉じ込め方式は3方式に絞られ、各々の検討がより多くの研究者を動員した大規模なものとなってきた。また各検討チーム間の協力と交流も各種の委員会、会合、シンポジウムを通して活発になってきた。
西尾 敏; 植田 脩三; 栗原 良一; 黒田 敏公*; 三浦 秀徳*; 迫 淳*; 高瀬 和之; 関 泰; 安達 潤一*; 山崎 誠一郎*; et al.
Fusion Engineering and Design, 48(3-4), p.271 - 279, 2000/09
被引用回数：17 パーセンタイル：72(Nuclear Science & Technology)将来の商用炉として環境安全性及び保守性に重点をおいたDREAM炉を過去にすでに提案した。そこでは材料開発の著しい進展が前提とされている。実験炉の次の原型炉の建設予定時期においては、材料は開発途上であることが想定され、そのことを前提として原型炉ドリームの概念構築を試みた。以下、検討の結果得られた主なパラメータを商用炉との比較をし、記述する。
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。
関 泰
New Energy Systems and Conversions, p.355 - 359, 1999/00
この10年間のITERの概念設計活動と工学設計活動により核融合実験炉は直ちに建設に着手できるまでに実現性が高まった。実験炉の次にはSSTR(定常トカマク炉)が原型炉として想定される。トカマク型動力炉が社会に受け入れられるには、環境影響、安全性と経済性の面でほかのエネルギー源と競合できなければならない。最近、我が国において提案された磁気閉じ込め核融合炉概念を紹介し、社会受容性を議論する。そして社会受容性を得るためにの研究開発の方向を明らかにする。
高瀬 和之; 功刀 資彰; 柴田 光彦; 関 泰
日本原子力学会誌, 38(11), p.904 - 906, 1996/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)国際熱核融合実験炉のための安全性研究として、真空容器が破断した場合に生じる密度差駆動型置換流の挙動を、ITERのトカマク型真空容器を縮小簡略モデルで模擬したLOVA予備実験装置を使って調べている。実験パラメータは破断口位置、破断口径、破断口長さ等である。作動流体にはヘリウムガスと空気を使用した。本報は一連のLOVA予備実験で得られた結果の一例について報告しており、今までに次の成果が得られた。(1)置換量は真空容器設置面から破断口までのポテンシャルエネルギーの大きさに強く依存する。(2)真空容器上部に破断口が1ヵ所存在する場合の置換流は対向流となる。一方、真空容器側部に破断口が1ヵ所存在する場合の置換流は成層流になる。(3)置換量は破断口径の増大とともに増加し、破断口長さの増加とともに減少する。
大山 幸夫; 今野 力; 池田 裕二郎; 小迫 和明*; 前川 洋; 中村 知夫; M.A.Abdou*; Bennett, E. F.*; A.Kumar*; 渡辺 洋一*; et al.
Fusion Technology, 28(2), p.305 - 319, 1995/09
疑似線状線源を加速器型D-T点状中性子源を用いて実現した。この疑似線源は連続的に動く点源の時間平均をとるか、または、細かく分割した点源を重ねあわせることで得られる。この線状線源はトカマク炉の一部を模擬する円環形状の核融合ブランケット中性子工学実験に利用される。線源特性は放射化法とNE213検出器を用いて、2つの運転モード、即ち連続モードとステップモードで測定された。この線源を用いて行う環状ブランケット実験の線源条件として必要な線源特性計算をモンテカルロコードで行った。この計算の信頼性は測定した線源特性との比較によって確認した。
関 泰
Materials for Advanced Enaergy Systems & Fission and Fusion Engineering 94, 0, p.43 - 50, 1995/00
原研において22年間にわたってなされてきた核融合動力炉の設計活動についてレビューを行うとともに、最近の成果である定常トカマク炉SSTR等の設計概念を紹介する。
大山 幸夫; 今野 力; 池田 裕二郎; 前川 藤夫; 小迫 和明*; 中村 知夫; 前川 洋; M.Z.Youssef*; A.Kumar*; M.A.Abdou*; et al.
JAERI-M 94-015, 193 Pages, 1994/02
加速器型点状D-T中性子源を用いて疑似線状線源を実現した。この線源は連続的に動く点状線源を時間平均するか、細かく分布した点状線源を重ね合わせることで得られる。線源特性の測定を連続とステップの2つの運転モードに対して、放射化法とNE213検出器で行い、モンテカルロ法の計算と比較した。この線源を用いて3種の環状ブランケット体系:基準体系、黒鉛アーマー体系、大口径開口部体系について積分実験を行った。測定ではこの線状線源に適用するために新たな手法を開発した。ここで得られた実験データは実際のトカマク炉の設計計算の信頼度を調べるに適した、従来より高度なベンチマークデータを与える。
関 泰
Fusion Engineering and Design, 25, p.5 - 13, 1994/00
被引用回数：2 パーセンタイル：28.09(Nuclear Science & Technology)1993年9月に米国にて開かれた第5回IAEA核融合炉設計と技術に関する技術委員会会合とワークショップのサマリーをとりまとめた。会合で報告された核融合炉の設計の現状をまとめた。トカマク炉、ステラレータ、逆転磁場ピンチ型の磁気閉じ込め核融合炉、最近なされた6通りの慣性閉じ込め核融合炉、D-
He炉および核融合-核分裂ハイブリッド炉の設計を紹介した。
関 泰
日本原子力学会誌, 35(1), p.5 - 10, 1993/01
原研および世界におけるトカマク型核融合炉の検討の経緯と最近の設計例を紹介する。トカマク型核融合炉の経済性評価例と環境安全上の特性について述べる。今後の課題を明らかにするとともに、魅力あるトカマク型核融合炉を実現する展望について述べる。
関 泰
原子力工業, 39(3), p.51 - 55, 1993/00
原研および世界におけるトカマク型核融合動力炉の検討の状況を解説するとともに魅力ある核融合動力炉を実現するための方向を示した。
木村 豊秋; JT-60チーム
Proc. of the 14th Symp. on Fusion Engineering,Vol. 2, p.860 - 866, 1992/00
JT-60の大電流化改造は、真空容器、ポロイダル磁場コイルを新たに製作し、大電流・非円形断面ダイバータプラズマ(プラズマ電流6MA、放電持続時間15秒)の生成を可能とするもので1991年3月に完了した。これにより(1)プラズマ閉じ込め性能の向上とその物理機構の解明、(2)電流駆動による定常化の研究、(3)不純物抑制や灰排気といったダイバータ機能の研究等、JT-60において進めたこれらの研究を炉心規模のプラズマでさらに発展させることが可能となった。また、重水素使用により核融合反応で生成される高エネルギー粒子の挙動解明や、垂直位置不安定性、ディスラプション、リップル損失等の現象解明を通じて、次期装置等の装置設計に必要なデータベースの蓄積が進められる。本講演では、これらの研究目的に対応したJT-60装置改造の概要に触れ、本年4月から開始された初期実験の結果および今後の展望について述べる。
