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飛田 健次; 小西 哲之; 西尾 敏; 小迫 和明*; 田原 隆志*
プラズマ・核融合学会誌, 77(10), p.1035 - 1039, 2001/10
放射性廃棄物減量化のための炉設計概念(「放射性廃棄物最少化」)を提案した。この設計概念の骨子は、「超伝導コイルの機能を担保するための遮蔽」という従来の遮蔽概念から、「外にある構造物をクリアランス廃棄物にするための遮蔽」へと設計思想を転換することである。このためには従来より遮蔽を強化する必要があるが、遮蔽性能の高いVH
に代表される先進遮蔽材の導入により、これまでのトカマク炉の主半径及び小半径を変更することなく「放射性廃棄物最少化」概念を適用できることを示した。この概念に基づいてA-SSTR2の廃炉に伴って発生する廃棄物量の評価を行った。従来の設計ではトカマク炉本体のうちクリアランス廃棄物と見なせるものは重量で30%にとどまるのに対し、今回提案した設計では83%をクリアランス廃棄物にできる見通しを得、「放射性廃棄物最少化」概念の有効性を示した。
逆井 章; JT-60チーム
Proceedings of 17th IEEE/NPSS Symposium Fusion Engineering (SOFE'97), 1, p.18 - 25, 1998/00
JT-60Uでは定常トカマク炉の物理基礎の確立及びITER物理R&Dへの貢献を目的として、閉じ込め向上、放射冷却ダイバータ、非誘導電流駆動を中心に研究を進めている。高
放電の性能向上により高いブートストラップ電流を誘起し、効果的な定常運転が可能となった。負磁気配位は急勾配な圧力分布に起因する高いブートストラップ電流を産み出すため、先進的定常運転シナリオとして注目される。負磁気シア放電の定常化の課題は崩壊の回避とMHD安定化の描像を明らかにすることである。負イオン源NB入射による電流駆動実験を行い、高い電流駆動効率を得ると共に、完全電流駆動での定常運転を目指す。1997年2月から5月にかけてW型ポンプ付ダイバータへの改造工事を行い、6月から放射冷却ダイバータと高閉じ込め性能との両立を図る実験を行っている。ダイバータ排気により密度制御性能及びダイバータの放射損失を増大させた。
栗田 源一; 牛草 健吉; 菊池 満; 永島 圭介; 閨谷 譲; 宮 直之; 豊島 昇; 高橋 良和; 林 巧; 栗山 正明; et al.
Proceedings of 17th IEEE/NPSS Symposium Fusion Engineering (SOFE'97), 1, p.233 - 236, 1998/00
SSTRのような定常トカマク炉を実現するためにはアルファ粒子の加熱に加えて、高q(5~6)と高(2~2.5)において、良好な粒子制御体での高いエネルギー閉込め(Hファクター
2)、安定な高規格化(
~3.5)、高いブートストラップ電流の割合と高効率電流駆動、ダイバータによる熱負荷の軽減とヘリウム排気等を同時に達成する必要がある。定常炉心試験装置は、ITERの先進的シナリオに貢献すると同時に、このような炉に適した運転モードを重水素を用いて確立するために、研究されている。18個のTFコイルは、R=4.8mにおいて6.25Tのトロイダル磁場を発生し、10組のPFコイルは、楕円度2まで、三角形度は、ダブルヌルで0.8までとれる設計となっている。電流駆動系は、広い範囲の電流分布制御ができるように、合計60MWの負イオンNBIとECHの組合せとなっている。
小出 芳彦; JT-60チーム
Physics of Plasmas, 4(5), p.1623 - 1631, 1997/05
被引用回数：76 パーセンタイル：90.05(Physics, Fluids & Plasmas)高効率の定常トカマク炉を実現するためには、高温・高密度プラズマを非誘導電流駆動を安定に定常保持するとともにダイバーターとの整合性を確保する必要がある。本論文では、このような高性能プラズマ達成に向けたJT-60Uの最新成果を述べる。主な成果を以下に列挙する。(1)炉心級プラズマの電流駆動・電流分布制御に不可欠である負イオン源中性粒子ビームの入射に世界で初めて成功した(1.2MW/350keV)。(2)負磁気シアー放電にて、エネルギー閉込め時間1.06秒・等価核融合増倍率0.73に達する高性能プラズマを生成した。更に、この高性能プラズマにNeガスを注入することにより、ダイバータの熱負荷を低減できる可能性を見い出した。(3)プラズマ形状の三角形度を増加させることにより圧力限界が改善することを見い出し、ブートストラップ電流とビーム電流による非誘導完全電流駆動状態を2秒間維持した。
西尾 敏; 植田 脩三; 青木 功; 黒田 敏公*; 三浦 秀徳*; 栗原 良一; 功刀 資彰; 関 泰
Fusion Energy 1996, 3, p.693 - 699, 1997/00
トカマク型核融合炉の弱点のひとつに機器構成の複雑性及び使用材料の放射化に起因して保守・修理の困難さを伴うことが指摘されている。その困難さを大幅に軽減するために極低放射化材料を使用するとともに、トーラス体を放射状に等分割し、それぞれのセクターを組立ユニットとする新たな炉概念DREAM炉を提案した。主な特徴は、(1)SiC/SiC複合材の導入により、保守時の放射線線量率を著しく低減し、さらにディスラプション時の電磁力発生を回避した。加えて、強い耐熱性故高温ヘリウム冷却が可能となり熱効率が向上した。(2)プラズマアスペクト比を大きくしたことにより、配管系をトーラス内側に引き出すことが可能となった。さらにブートストラップ電流の比率が大きくなり所内電力比が低減された。
谷 啓二; 芳野 隆治; 津田 孝; 滝塚 知典; 安積 正史
Fusion Technology, 21, p.103 - 113, 1992/03
中性粒子入射加熱の1方法として考えられたリップル入射をトカマク炉の燃料補給に応用し、軌道追跡モンテカルロ(OFMC)コードを用いてその有用性を示した。リップルに捕捉された入射粒子のプラズマ中への侵入深さは、ビームエネルギーに強く依存すること。また、リップルから離脱した入射粒子のリップル励起拡散による損失は、あまり重要ではなく、ビームエネルギー-温度比Eb/Teoが4より小さければ、燃料補給効率は80%を越えること。さらには、プラズマへの侵入深さには、最適な入射トロイダル角が存在することなどが明らかにされた。リップル燃料補給において最も問題となる、リップルによるアルファ粒子の閉じ込め劣化についても同じOFMCコードを用いて検討し、リップル分布を調整することにより、損失を5%以下に抑制することが可能であることを示した。また、応用例としてITERにおけるリップル燃料補給についても検討した。
嶋田 道也; 久保 博孝; 伊丹 潔; 辻 俊二; 西谷 健夫; JT-60チーム
Journal of Nuclear Materials, 176-177, p.122 - 131, 1990/00
遠隔放射冷却(ダイバータにおける放射冷却)は、炉心を冷却することなく、ダイバータのみを冷却する熱除去の方式として炉心制御の観点から非常に重要である。JT-60においては、20MWの全入力に対して約50%遠隔放射冷却が達成されている放電が実現されている。ダイバータの分光測定により、ダイバータプラズマは、高密度低温(2
10
m
、≦30eV)であり、放射冷却は炭素の低電離イオンと水素中性粒子によるものであることが判明した。簡単な放射モデルにより炉心への適合性などの計算と実験結果の比較を行い、合わせて発表する。
東稔 達三; 関 昌弘; 湊 章男; 堀江 知義; 山本 孝*; 田中 義久*; 阿部 忠*; 渡部 隆*; 小林 武司; 佐藤 瓊介*; et al.
JAERI-M 87-017, 737 Pages, 1987/03
本報告では、トカマク型DT炉の発電用増殖ブランケットシステム概念の代表的候補の比較評価の為に行なった技術検討結果について述べる。ブランケットには、(1)トリチウム燃料の自己供給,(2)In-Situのトリチウム連続回収と低いインベントリ、(3)高い発電効率を与える高温除熱、(4)高稼働率を与える信頼性の高い構造等が要求される。これらを満たすブランケットの性能は、構造材/増殖材/冷却材/中性子増倍材の選択によって支配される。これらの材料の組合わせの主要候補としてPCA/LiO/HO/Be,Mo-alloy/LiO/He/Be,Mo-alloy/LiAlO/He/Be,V-alloy/Li/Li/none,及びMo-alloy/Li/He/none を選んだ。ブランケット概念の相互比較評価は、トリチウム回収システム、冷却/発電系統、及び遠隔操作による分解組立てを考慮したト-ラス分割構成法も含めて総合的に検討を行なった。
西尾 敏; 杉原 正芳; 岡崎 隆司*
JAERI-M 85-141, 40 Pages, 1985/08
本論文はプラズマの低密度領域においRF電流駆動を導入したとき、トカマク炉の工学設計上どのような利点が得られるかについて述べたものである。RFを用いた運転シナリオとして長時間パルス運転と準定常運転を採用し、検討項目には燃焼時間、消費エネルギーおよびトロイダル磁場コイルに作用する転倒力を選んだ。さらに対象とするプラズマ断面形状は著しく異なる平衡磁場配位を要求する2種類のタイプすなわち非円形ダイバータブラズマと円形リミタブラズマをとりあげた。特筆すべき結果としては、準定常運転の導入によって転倒力の変動荷重を無視し得るレベルまで下げられることが明らかとなった。
炉設計研究室
JAERI-M 83-120, 548 Pages, 1983/09
スイミングプール型炉概念を採用した動力炉(SPTR-P)システムの概念倹討を行った。SPTR-Pの大きな特徴は、定常運転時炉本体をプール水の中に漬けることである。プール水は遮蔽の役割を果し従来の金属遮蔽構造体に置き換わる。さらにストリーミングの問題が緩和し、放射性廃棄物の量が大幅に減少する。第1壁/ブランケット構造材には改良ステンレス鋼(PCA)、トリチウム増殖材にはLiOを採用している。冷却は加圧水(160気圧)である。灰排気法はポンプリミタ方式を採用している。主要諸元は次の通りである。正味電気出力:1000MW,核融合反応出力:3200MW,中性子壁負荷:3.3MW/m
,主半径:6.9m,プラズマ半径:2.0m,非円形度:1.6,プラズマ電流:16MA,全ベータ値:7%,軸上トロイダル磁場:5.2T,トロイダルコイル数:14'
湊 章男
JAERI-M 83-125, 149 Pages, 1983/08
スイミングプール型トカマク炉の真空容器では、トーラス内側領域のモジュール間をボルトによる締結を行わず、分解、修理の為遠隔操作による作業の軽減を図った設計が提案されている。そのようにトーラス内側のモジュール間がトロイダル方向に機械的に不連続な真空容器に外圧(水圧+大気圧)およびプラズマディスラプション時の電磁力が作用した場合の応力解析を行い、真空容器の健全性を評価するとともに、モジュール間に取り付けられるリップシール(真空境界形成)の形状を提案し、真空容器の変形に伴う強制変位に耐する健全性も評価した。尚、電磁力による真空容器の動的反応解析を行うに際し、渦電流および電磁力解析コードと応力解析コードの結合および応力解析コードの改良も合わせて行った。
東稔 達三; 関 泰; 湊 章男*; 小林 武司*; 森 清治*; 川崎 弘光*; 住田 健二*
JAERI-M 83-005, 135 Pages, 1983/02
本報告書は、1982年11月10-11日に米国のアルゴンヌ国立研究所において開催された、ブランケット/技術に関する日米ワークショップに日本側が提出した論文をとりまとめたものである。内容は、核融合実験炉(FER)の概要、第1壁/ブランケット/遮蔽に関連した原研の研究開発の現況、FERブランケット設計の概要と技術的課題、及び大学における核融合炉ブランケットの研究の概要で構成されている。
東稔 達三
化学工学, 47(8), p.496 - 502, 1983/00
トカマク型核融合炉のプラズマ周辺部に設置されるコンポーネントの熱的問題について概説した。代表的なコンポーネントとして、第1壁/ブランケット、ダイバータ及びボンプリミタをとり上げた。これらのコンポーネントの熱設計に当たっては、プラズマからの粒子負荷、電磁力及び中性子照射損傷による材料特性の劣化も考慮した構造的検討が重要である。最近のトカマク炉の設計に基づいてこれらの熱構造設計の概要と課題について述べる。
東稔 達三; 白石 健介; 渡辺 斉; 関 泰; 湊 章男*; 苫米地 顕; 田中 義久*; 小林 武司*; 鈴木 達志*; 森 清治*; et al.
JAERI-M 82-179, 49 Pages, 1982/11
本報告書は、INTORのフェーズIIAのワークショップにおいて、グループCの工学試験をまとめたものである。INTORで行うべき工学試験として、構造材料試験、ブランケット試験及び長期運転によるものを取り上げている。なおINTORに設置するテストモジュールの設計案も示されている。
平岡 徹; 藤沢 登; 西尾 敏; 中村 博雄; 曽根 和穂; 前野 勝樹; 山本 新; 大塚 英男; 阿部 哲也; 深井 佑造*; et al.
JAERI-M 82-174, 309 Pages, 1982/11
IAEA、INTORワークショップ、フェーズ2Aにおける日本の検討成果をまとめた報告書の一部をなすものである。不純物制御の方式として、本フェーズにおいては、ポンプリミターを中心に検討を行った。ポンプリミターとしては、ダブルエッジ型、曲面板方式を採用した。表面材料および基盤材料について検討評価を行った。材料選定に際しては、スパッタリング、プラズマディスラプション時における挙動、熱特性、電磁気特性、基盤への接続方式などを総合的に評価した。また、新しく開発されたSiCの第1壁への応用も検討した。
苫米地 顕; 平岡 徹; 藤沢 登; 西尾 敏; 沢田 芳夫*; 小林 武司*
JAERI-M 82-170, 98 Pages, 1982/11
INTORフェーズ2Aの日本の検討報告書の一部をなすものであり、報告書全体の要約と、INTORの概念が含まれている
湊 章男*
JAERI-M 9898, 55 Pages, 1982/01
スイミングプール型トカマク炉の真空容器の構造強度に関する評価を行った。非円形ポロイダル断面を有する真空容器には外圧(水圧+大気圧)が作用する。その外圧によって生じる種々の問題を検討した。トロイダルシェルに外圧が作用する場合のポロイダル断面の遣いによって生じる変形挙動を考察するために2次元応力解析を行い、さらに3次元応力解析により真空容器の実際の変形挙動を求めた。その他、外圧による座屈荷重(崩壊荷重)の評価およひプラズマが崩壊した時に発生する電磁力に対する真空容器の強度を評価した。
東稔 達三; 小幡 行雄
応用物理, 51(3), p.309 - 317, 1982/00
核融合研究の開発の現状、国際協力及び核融合炉の概念設計と研究開発課題について概説した。
東稔 達三; 山本 孝*; 谷 啓二; 喜多村 和憲*
Journal of Nuclear Science and Technology, 18(9), p.684 - 696, 1981/00
被引用回数：2 パーセンタイル：36.89(Nuclear Science & Technology)トカマク炉において、トロイダル磁場リップルが高エネルギーで入射された中性粒子ビームのエネルギー損失に及ぼす効果を、モンテ・カルロ法による軌道計算法により検討した。プラズマ密度が高くて平坦な分布の場合エネルギー損失は高くなり、プラズマ加熱時においてはプラズマが点火条件に近づくと特に損失が大きくなることが見出された。許容されるリップル値との関連で、トロイダルコイルの数と大きさの選択基準を、プラズマ寸法およびブランケット、遮蔽と保守維持のために必要な空間の観点から検討した。炉の基本寸法としてはINTORのパラメータを採り上げた。
杉原 正芳; 阿部 哲也
Nuclear Fusion, 21(8), p.1024 - 1028, 1981/00
被引用回数：5 パーセンタイル：40.43(Physics, Fluids & Plasmas)ポロイダルダイバータ付トカマク炉の燃料燃焼比を、パラジウム合金膜を排気ダクトの途中に設置する考えにより改善することを試みた。プラズマ自身の高排気能力を利用して、燃料とヘリウムの分離排気を行うものであり、定量的な解析により、数倍燃焼比が改善される事を示した。
