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梅田 尚孝; 山本 巧; 花田 磨砂也; Grisham, L. R.*; 河合 視己人; 大賀 徳道; 秋野 昇; 井上 多加志; 椛澤 稔; 菊池 勝美*; et al.
Fusion Engineering and Design, 74(1-4), p.385 - 390, 2005/11
被引用回数：9 パーセンタイル：53.19(Nuclear Science & Technology)JT-60U用負イオン中性粒子入射装置において、パルス幅を設計の10秒から30秒に伸ばす改造が行われた。パルス幅の延伸を妨げていたのは、イオン源接地電極とビームラインリミタへの過大な熱負荷であった。熱負荷を下げるために、イオン源のビーム引出領域を長パルス化に最適化するとともに、ビームリミタを熱容量が約2倍のものに変更した。これらにより、接地電極を冷却している水温上昇を定常運転に必要な40
C以下に抑えることができ、リミタの温度上昇も60%に抑えた。これにより、パルス幅を伸ばすことができ、これまでエネルギー336keV,パワー1.6MWで17秒間のビームをプラズマに入射することができており、今後30秒まで入射パルスを伸ばす予定である。
海老沢 昇; 秋野 昇; 椛澤 稔; 小又 将夫; 藻垣 和彦; 関 則和*; 大賀 徳道; 池田 佳隆
平成16年度大阪大学総合技術研究会報告集(CD-ROM), 4 Pages, 2005/03
JT-60Uの長時間放電に対応して、NBI加熱装置の電源,制御,ビームリミタ等を改良し、ビーム入射パルス幅の伸長を図った。パルス幅伸長過程では特にビームリミタへの熱負荷増大や入射ポート部の再電離損失低減化が重要なため、これらを監視しながら徐々にパルス幅を伸延し、最終的には30秒のビーム入射に成功した。ビームリミタを中心とした改良内容とパルス幅延伸過程について報告する。
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
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
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。
中村 博雄; 辻 俊二; 清水 勝宏; 平山 俊雄; 細金 延幸; 吉田 英俊; 飛田 健次; 小出 芳彦; 西谷 健夫; 永島 圭介; et al.
核融合研究, 65(SPECIAL ISSUE), p.261 - 285, 1991/03
本報告は、JT-60の外側ダイバータおよび下側ダイバータ実験で行なった、粒子閉じ込め特性とヘリウム灰排気輸送に関する結果をまとめたものである。外側ダイバータ実験で、粒子閉じ込め時間やリサイクリング率の測定を行なった。また、ポンプリミタやダイバータ室粒子排気装置により、粒子排気特性を実証した。電子密度6
10
m
の放電を行い、20MWのNBI加熱による補給粒子(3Pam
/s)を、ダイバータ排気装置で排気可能であることを示した。下側ダイバータ実験では、ヘリウムNBによりプラズマ中心領域への粒子補給を行い、10MWのNB加熱放電で、ヘリウム灰排気特性を調べた。その結果、高密度放電によりヘリウム灰排気が軽減されることを明らかにした。ヘリウム輸送は、電子よりも異常な内側ピンチが大きいことを示した。
嶋田 道也; 尾崎 哲*; P.Petersen*; P.Riedy*; B.Burley*; T.Petrie*; G.Janeschitz*; M.A.Mahdavi*
Journal of Nuclear Materials, 176-177, p.821 - 824, 1990/00
被引用回数：17 パーセンタイル：82.06(Materials Science, Multidisciplinary)リミタに真空容器に対して電圧を与えることにより、周辺プラズマ中の電界を制御し、閉じ込め特性を制御する実験をDIII-Dで行なった。リミタ電圧は-300Vで、リミタ及び壁の粒子リサイクリングが1/2~1/3に減少した。このことは粒子閉じ込めが改善されたことを示す。粒子閉じ込め改善とともに不純物量が増大するため、エネルギー閉じ込め改善には至らなかった。今後不純物制御を向上させることが課題であるが、JFT-2M及びDIII-Dにおいて行われる予定であるダイバータ、バイアス実験では、不純物制御が十分に達成されれば、電場とエネルギー閉じ込めとの関係が明らかにされる予定である。
栗田 源一; 安積 正史; 滝塚 知典; 常松 俊秀; 竹田 辰興
JAERI-M 89-157, 54 Pages, 1989/10
トカマクに於ける自由境界抵抗性MHDモードを解析するためのコード、AEOLUS-E1、が開発された。簡約抵抗性MHD方程式が「擬真空」モデルを使って、自由境界値問題として、円筒配位、単一ヘリシティの仮定のもとで解かれる。本コードは、プラズマとリミターの間の相互作用、及び外部回路との結合の効果も含めることができる。
松本 宏; 小川 俊英; 玉井 広史; 小田島 和男; 長谷川 満; 星野 克道; 河西 敏; 河上 知秀; 川島 寿人; 的場 徹; et al.
Nuclear Fusion, 27(7), p.1181 - 1187, 1987/07
被引用回数：26 パーセンタイル：77.5(Physics, Fluids & Plasmas)JFT-2MにおけるICRF加熱中に明らかなエネルギー閉じ込めの改善が観測された。この現象は、Hd光の急激な減少と、それに同期する電子密度、放射損失量、蓄積エネルギーの急な増加によって特徴づけられる。この現象は、ASDEX,PDXなどのダイバーター運転時にみられるHモードと同じ現象である。しかしJFT-2Mにおける実験では、リミター放電時においても同じようにこのHモードがICRF単独加熱中に起こることが明らかにされた。
中村 博雄; 安東 俊郎; 新倉 節夫*; 新井 貴; 山本 正弘; JT-60チーム
JAERI-M 86-173, 34 Pages, 1986/11
JT-60のジュ-ル実験におけるプラズマ・壁相互作用に関する実験結果について述べた。JT-60では、第1壁が全て20
m厚さのTiCで被覆されている。そのため、放電洗浄、リサイクリング等の特性に、TiC被覆第1壁の興味有る特徴が見られた。リミタ放電においても、密度制御が容易であることが判った。ダイバ-タ板でのリモ-トク-リングによる熱負荷の軽減が観測された。実験後の第1壁観察により、第1壁の大きな損傷は、約10000個の第1壁部材中の僅か1個である事が判った。また、粒子制御実験として、ポンプリミタおよびダイバ-タ排気実験を行ない、有効性を明らかにした。
荒木 政則; 栗山 正明
JAERI-M 86-085, 19 Pages, 1986/06
JT-60 NBIポ-ト内ビ-ムリミタの熱電対出力応答解析について報告するものである。同熱電対はビ-ムリミタの保護用及びビ-ムの軸ずれ測定用に供するものである。熱電対はビ-ムリミタに設けてある熱電対取付穴に差し込まれ、熱電対曲がり部のスプリングバックを利用してビ-ムリミタに押し付ける方法である為、熱電対のスプリング効果の良否が温度出力応答を左右するものと予想され、このためビ-ムリミタ熱電対出力の応答特性を把握し、妥当性を評価する事が必要である。ここでは、同リミタの熱電対取付方法と同一の方法で熱電対を設置したモデル実験を行ない、熱電対取付部の接触熱抵抗と熱電対自身の固有熱抵抗を合わせた全熱抵抗を ある一定の物質で均一に充填された場合の等価熱伝導率として評価した。また、この等価熱伝導率を用いてJT-60 NBIポ-ト内ビ-ムリミタの熱電対出力応答シュミレ-ション計算を行ない、妥当性を評価すると共に、今後の課題についても調べた。
中村 博雄; 新倉 節夫*; 内川 高志*; 小野塚 正紀*; 山尾 裕行*; 名山 理介*; 伊尾木 公裕*
JAERI-M 86-048, 48 Pages, 1986/03
トカマク装置のリミタ材としての炭化チタン被覆モリブデン、高級黒鉛(IG-11,AXF-5Q、ATJ)及び熱分解黒鉛(PYROID)の熱衝撃特性・熱疲労特性を調べる為に、120KW級の電子ビ-ム加熱装置を用いて光熱負荷試験を行った。試験形状は、JT-60リミタ形状(TiC/M
、平板形状(IJ-11,AXF-5Q,ATJ,PYROID)及びバンパ-リミタ形状(IJ-11)の3種類とした。実験条件は、熱サイクル試験の場合、340W/cm
3sec1000回とした。また熱衝撃試験の場合、0.9~2.2KW/cm2.5~21secとした。TiC/Moは、1.1KW/cm11secでは 損傷はないが、1.1KW/cm21sec及び2.2KW/cm2.5secでは表面溶融・TiC層の剥離が見られた。IG-11,AXF-5Q,ATJの平板形状黒鉛の場合、1.1KW/cm11secでは損耗はないが、1.1KW/cm21sec、2.2KW/cm2.5secでは蒸発による損耗があった。PYROIDは、損耗が見られなかった。
炉設計研究室
JAERI-M 84-212, 1056 Pages, 1985/01
核融合実験炉FERはJT-60の次期装置として計画されているトカマク炉であり、自己点火長時間燃焼の達成と炉工学技術の実証を目標としている。その標準設計案においては磁気誘導法による電流駆動を行うパルス運転方式とダブルヌルダイバータによる不純物制御・灰排気方式を採用している。昭和57~58年度は標準設計案について総合的な設計検討を進める一方、高周波による非誘導電流駆動法に基づく準定常運転と定常運転炉及び不純物制御・灰排気方式としてポンプリミタのように、先進的物理を取入れた炉概念の検討も行った。さらに不純物制御・灰排気方式のダブルヌルダイバータ/シングルヌルダイバータ/ポンプリミタの相互評価を行った。この報告書は、主として58年度の主要成果について述べている。57年度の成果は既にJAERI-M-83-213~216に報告されている。
安東 俊郎; 渡辺 庸一*
JAERI-M 84-072, 103 Pages, 1984/04
トーラス空間に分布するふく射熱源から第1壁へのふく射熱流束の計算手法を示した。計算では、壁面はトロイダル方向に一定断面を持つ連続面としふく射源はポロイダル断面である分布をもつがトロイダル方向には一様分布と仮定した。また壁面及びふく射領域はトーラス中中央水平面に関して対称性を有するとした。さらにふく射は等方的に放出され、プラズマ空間での吸収はなく、壁面では完全に吸収されるとした。じれらの仮定に基づき壁面ふく射熱流束の表示式を導いた。数値計算においては、JT-60のような複雑なポロイダル断面を有するトーラスをも取扱うことが可能なように、「ライトパス(light path)」という考え方を導入した。計算例としてJT-60磁気リミタ室内でふく射に対する計算結果を示した。
炉設計研究室
JAERI-M 83-214, 847 Pages, 1984/02
本報告書は、JT-60の次期装置として建設が予定されている核融合実験炉(FER)の工学的概念設計を行なったものである。この設計は、MHD平衡解析、炉本体構造、ダイバータ及びポンプリミタ、第一壁/増殖ブランケット/遮蔽、トロイダル磁場コイル及びポロイダル磁場コイル、クライオスタット、電磁気設計、真空排気系、電源系、NBI、RF加熱装置、トリチウム処理系、ニュートロニクス、分解修理保守、主冷却系、プラントレイアウト等を含む炉システム全般にわたるものである。また、ダイバータ方式とポンプリミタ方式の相互比較、核融合プラントシステムの安全性の検討も行った。
安東 俊郎; 中村 博雄
JAERI-M 83-220, 27 Pages, 1983/12
JT-60磁気リミタ板の熱解析を以下のモデルで行いその熱的性能を明らかにした。入熱条件に関しては、まず荷電粒子入熱として半値幅3cmのガウス分布を考慮した。磁気面をスイングする場合には時間平均入熱および正弦的に移動する入熱の両条件で検討した。プラズマからのふく射(光および荷電交換中性粒子)によるリモートクーリング効果を模擬するため空間的に分布するふく射熱源を考慮した。磁気リミタ板の計算モデルでは接触熱抵抗、熱ふく射および冷却ガスへの伝熱を考慮して2次元熱伝導解析を行った。この解析により入熱条件と磁気リミタ板温度の関係を明らかにしプラズマ運転範囲の目安とした。その結果、一般的には最大加熱10秒の運転はリモートクーリングなしでは困難となる。リモートクーリングがある場合には熱負荷、温度上昇ともに大幅に軽減され、さらにスイングにより実効的に熱流束が低減される。
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。
西尾 敏; 藤沢 登; 深井 佑造*; 沢田 芳夫*; 山口 貢*; 内田 高穂*; 三木 信晴*; 浜島 高太郎*; 長沼 正光*; 宗像 正*; et al.
JAERI-M 82-178, 187 Pages, 1982/11
国際トカマク炉(INTOR)フューズIIAにおける主要課題は分解修理性を確保しつつ可能な限りコンパクトで低コストの炉概念を確立することである。本報告書ではシールド、ブランケット、リミタ等の卜-ラス構造物をトロイダル磁場コイル間から直線引抜方式で交換する方式を採用し、かつ小型化された炉概念を示す。炉構造物引技空間、真空境界、炉構造物の分割法、コイルの支持法等が詳細に考察され、今後の検討課題を明確にした。
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。
藤沢 登; 杉原 正芳; 斉藤 誠次*; 嶋田 道也
JAERI-M 82-173, 43 Pages, 1982/11
このレポートはIAEA INTOR フェーズIIAワークショップへの国内検討報告書の第VI章に相当するものである。フェーズIIAではポンプリミタとダイバータとの比較検討をするために、ポンプリミタに重点を置いて検討を進めた。ダイバータ/リミタの排気特性、ダイバータでの放射冷却などについての検討も発展させた。
中村 博雄; 仙石 盛夫; 前野 勝樹; 山本 新; 関 昌弘; 椛澤 稔
JAERI-M 82-065, 24 Pages, 1982/06
TiCおよびTiNコーティングされたモリブデンリミタ用のリミタ駆動機構系と、中性劉氏入射加熱されたJFT-2トカマクでの、TiC/Moリミタの熱負荷試験の初期結果について述べた。JT-60では、壁材不純物制御の一つとして、TiC/Mo第一壁の開発が行われており、種々の評価試験が行われている。JT-60実機への適用に先立ち、TiC/Moリミタのプラズマへの影響を調べる為と、トカマクプラズマ照射下でのTiCコーティングの付着特性を調べる為に、実機模擬のリミタ実験がJFT-2トカマクにおいて行なわれた。プラズマコンディショニングの後、再現性の有るプラズマが得られた。赤外線カメラによりリミタ温度が測定され、最高熱負荷は、1.5~6.5kw/cm25msecであった。この条件下で、リミタ面には、アーク痕跡が見られたが、マイクロクラック、はがれや蒸発は見られなかった。今後、より高熱負荷の、より長パルスの実験が計画されている。
斉藤 誠次; 藤沢 登; 杉原 正芳; 上田 孝寿*; 中村 博雄
JAERI-M 82-011, 18 Pages, 1982/03
トカマク型核融合実験炉におけるヘリウムの排気方式としてポンプリミタの適用可能性を検討した。ポンプリミタの配置としては、ブラズマ最外周の磁力線に接するようにリミタ板を設置する方式とポロイダル磁場のヌル点上にリミタ板を挿入する方式を比較検討した。両者ともに、局所最大熱負荷3MW/m以下に熱流束を拡散することが可能であることがわかった。プラズマ中のヘリウムの混入量を5%以下に保持するために必要な排気速度は前者で1.510
l/s、後者で4.010l/sと排気系が設計可能な値となる。またリミタ材の選定のために、スパタリングにより発生する不純物の混入量およびリミタ板の損耗率を評価した。
