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論文

ITER physics basis, 1; Overview and summary

ITER物理専門家グループ議長及び共同議長; ITER共同中央チーム及び物理統合班

Nuclear Fusion, 39(12), p.2137 - 2174, 1999/12

「ITER物理の基礎」は、ITERの設計の基盤となる物理法則及びプラズマ性能予測の方法論について提示及び評価を行う。ITERは核融合エネルギーの平和利用が科学技術的に成立することを実証する装置である。この章では、後の章でITER物理専門家グループによって詳述される、DT反応プラズマの予測に用いる物理的基礎の要約である。トカマクプラズマの挙動は、多様な物理過程の複雑な作用で決定される。主要な物理現象及び物理過程、すなわちエネルギー及び粒子の閉じ込め、MHD安定性、粒子及び熱制御、プラズマ対向材の損耗、高エネルギー粒子の輸送、加熱過程、計測について予測の原理と精度について論じる。

論文

Transport simulation of JT-60U L-mode discharges

日渡 良爾*; 小川 雄一*; 天野 恒雄*; 滝塚 知典; 白井 浩; 山本 孝志*; 井上 信幸*

Journal of the Physical Society of Japan, 67(1), p.147 - 157, 1998/01

 被引用回数:1 パーセンタイル:15.76(Physics, Multidisciplinary)

JT-60U中のLモードプラズマの規格化旋回半径$$rho$$$$_{ast}$$依存性JT-60Uの閉じ込め特性を調べるために、輸送シミュレーションを行った。ボーム型輸送モデル、電流拡散バルーニングモード(CDBM)モデル及び多重モードモデルと実験との比較を行った。電子温度分布については、どのモデルも実験データと良く一致した。$$rho$$$$_{ast}$$依存性実験のシミュレーションでは、CDBMモデルと多重モードモデルはジャイロボーム型特性を示す。ボーム型モデルでは、拡散係数が温度勾配特性長に反比例することから、JT-60U Lモード実験と同様な、弱ジャイロボーム型の輸送特性を示すことが明らかとなった。

論文

JT-60U重水素実験における最近の成果と放射線安全

宮 直之

原子力工業, 40(9), p.36 - 46, 1994/00

JT-60は平成3年に、プラズマの閉じ込め特性の向上と定常化研究の推進を目的とした大電流化改造(JT-60U)を完了し、同年7月から重水素実験を開始した。この結果、平成5年以降の最近の実験において、核融合積が世界最高値1.1$$times$$10$$^{2}$$・keV・s・m$$^{-3}$$に致達するなどの成果を得た。一方、重水素放電では2.4MeV及び14MeVの高エネルギー中性子やトリチウムが発生する。こうした放射線による影響評価もまたJT-60Uの安全な実験運転を進める上で重要な研究課題である。特に中性子及び2次ガンマ線に対する遮蔽の影響、装置の放射化や発生したトリチウムの真空容器第一壁内リテンション等が新たな課題である。本稿では、閉じ込めや定常化の研究で得られた主要な成果を報告するとともに、これまでの重水素実験から得られた放射線に関する諸評価について紹介する。

論文

核燃焼プラズマの現状と問題点

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2.3$$times$$10$$^{18}$$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。

報告書

Observation on effect of ergodic magnetic limiter for an ohmic heating plasma on JFT-2M tokamak

玉井 広史; 荘司 昭朗; 森 雅博; 三浦 幸俊; 藤田 隆明*; Fuchs, G.*

JAERI-M 91-110, 13 Pages, 1991/07

JAERI-M-91-110.pdf:0.64MB

エルゴディック磁気リミター(EML)をJFT-2Mトカマクのオーム加熱プラズマに印加したところ、通常のオーム加熱時とは異なる次の3つに分類できる振舞を示した。第1の領域ではEMLの強度増加に伴って最大到達密度が増加した。第2の領域ではH$$_{alpha}$$放射光に大きなバーストが観測されるとともに電子密度及び温度の減少が起こり、プラズマ閉じ込め特性の劣化をもたらした。第3の領域ではプラズマのディスラプションが引き起こされた。このときプラズマ表面のq値が増加するとディスラプションに要するEML強度も増加した。EMLコイルの電流を立ち上げてからプラズマにその効果が現れるまで時間遅れが生じたが、これはEMLによる磁場がプラズマ内部に滲み込むときにプラズマの表皮効果が影響するためと考えて評価した結果と矛盾しない値であった。

論文

Tokamaks

B.B.Kadomtsev*; F.S.Troyon*; M.L.Watkins*; P.H.Rutherford*; 吉川 允二; V.S.Mukhovatov*

Nuclear Fusion, 30(9), p.1675 - 1694, 1990/00

 被引用回数:18 パーセンタイル:56.83(Physics, Fluids & Plasmas)

1986年にトカマクの概念が広く認められて以来、熱核融合炉の炉心開発に向けて順調に研究が進められて来た。本論文はトカマク研究の現状をまとめたものである。特に以下の物理課題に焦点をあてている。プラズマ電流、密度及び圧力の運転可能領域;プラズマの巨視的挙動と緩和過程;プラズマ加熱の原理と技術;巨視的及び局所的なプラズマ閉じ込め特性と各種の閉じ込め改善状態;燃料補給、不純物制御と排気に関する展望;各種の非揺動電流駆動方法の性能。

論文

臨界プラズマ試験装置JT-60の現状と将来

岸本 浩; JT-60チーム

日本原子力学会誌, 31(6), p.646 - 653, 1989/06

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

JT-60は、1987年9月に臨界プラズマ条件の目標領域に到達後、下側ダイバータコイルの設置やペレット入射装置の新設等を行い、高性能化実験を開始した。1988-89年の高性能化実験では、主として性能の改善、ペレット入射による密度分布制御および低域混成波を用いた電流駆動等の研究を中心に進めて、いくつかの新しい結果を得た。JT-60では、これらの実験と並行して、真空容器やポロイダル磁場コイルを全面的に取り替え、プラズマ電流を2倍強に増大させる大電流化改善の準備に取りかかっており、この改造が完了する1991年からは、新な段階の高性能化実験を開始する予定である。この高性能化計画の実施により、自己点火の実現に向けて必要な炉心プラズマ開発の主要な部分の研究を推進することができる。

報告書

Scaling of incremental energy confinement time of L-mode plasma and comments on improved confinement in tokamaks

下村 安夫; 小田島 和男

JAERI-M 86-128, 20 Pages, 1986/08

JAERI-M-86-128.pdf:0.37MB

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。

報告書

Recent Results in the DIVA Experiment

DIVAグループ*

JAERI-M 7610, 72 Pages, 1978/03

JAERI-M-7610.pdf:2.05MB

20KG増力後のダイバータ実験、不純物の研究をまとめたもので、概略は以下のとうりである。(1)ダイバータは有効に動作し、不純物を減少させ、プラズマ特性を向上させる。(2)擬似連続光は内部構造を持つ。また擬似連続光による輻射損失は酸素不純物のそれと同程度である。(3)不純物の混入原因である、イオン・スパッタリング、アーキング、蒸発をそれぞれ観測し、イオン・スパッタリングが主原因であることを明らかにした。これらの結果をもとに将来の大型装置での不純物対策についても議論した。

報告書

Anomalous Plasma Loss in the JAERI Toroidal Hexapole

大塚 英男; 田村 早苗; 永島 孝; 椎名 富雄; 大和 春海*; 有薗 重喜

JAERI-M 5649, 12 Pages, 1974/02

JAERI-M-5649.pdf:0.4MB

トロイダルヘクサポール型プラズマ閉じ込め装置におけるプラズマの損失機構を調べた。装置の壁を流れる誘導電流がもたらす不整磁場によるものと、内部導体を支持するサポートによるものの二つに特に注目した。実験の結果以下の事が明らかになった。(1)壁電流による不整磁場はプラズマ損失の主な原因とはなっていない。(2)サポートは直接的な損失源ばかりでなく、対流による損失をおこす原因となっている。

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