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菊池 満; JT-60チーム
Plasma Physics and Controlled Fusion, 43(12A), p.217 - 228, 2001/12
被引用回数：9 パーセンタイル：30.42(Physics, Fluids & Plasmas)1985年以来16年もの間に、JT-60計画は定常運転に関して、顕著な進展があった。1990年に概念を定めたSSTRは、JT-60における80%ブートストラップ電流の実現に基づいた炉であり、それに示された各種のプラズマ条件を満足することを目標としてこれまでJT-60において研究が続けられた。本論文は、1991年から継続的に行われた、定常運転法の実現に関する研究成果をまとめたものであり、最新の電流ホールに関する結果も示している。
松田 慎三郎
Fusion Engineering and Design, 49-50, p.27 - 32, 2000/11
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)原研における核融合工学の現状の紹介を行う招待講演である。とくに将来の核融合定常炉に結び付く、炉工学技術の進展についていくつかのR&Dの例を挙げて紹介し、我が国の核融合開発が着実に進んでいることを報告する。
宮 直之; 菊池 満; 牛草 健吉; 栗田 源一; 永島 圭介; 閨谷 譲; 飛田 健次; 豊島 昇; 正木 圭; 神永 敦嗣; et al.
JAERI-Research 98-012, 222 Pages, 1998/03
JAERI-Research-98-012.pdf:8.71MB
定常炉心試験装置(JT-60SU)の遮蔽・安全設計を行った。本装置では10年間のDD実験放電と2年間のDT実験の実施(オプション)を想定した。安全評価上の指針として、放射線障害防止法等に準拠した。予め定めた遮蔽設計の目標値を満たすように真空容器を含む本装置構造物の遮蔽構造の最適化案を検討し、現在のJT-60実験棟において充分安全に実験運転が可能なことを示した。DT実験では年間100gのトリチウムを使用する。トリチウム等の漏洩防止の観点から多重格納系を採用した。三次格納となる実験棟本体・組立室内にて、万一のトリチウム放出したときを想定した緊急時トリチウム除去設備の検討を行い、2週間後に人が立ち入れる濃度への低減が現実的な設備規模で可能なことを示した。
藤田 隆明
プラズマ・核融合学会誌, 73(6), p.549 - 560, 1997/06
負磁気シアー配位は、高ベータ、高閉じ込め、高自発電流割合を満足する高性能で経済的な定常トカマク型核融合炉の可能性があると考えられている。負磁気シアー配位は、主に加熱を行いながらプラズマ電流をランプアップする手法により形成された。負磁気シアー配位における輸送障壁の形成(粒子及びエネルギーの閉じ込めの改善)が様々な装置で観測され、粒子の輸送やイオンの熱輸送は新古典理論で定まる値にまで低減している。一方、電子の熱輸送に関しては、JT-60Uなど明瞭な低減が見られる装置とそうでない装置である。輸送障壁形成の機構の一つとしてExBシアーによる微視的不安定性の安定化が有力視されている。高周波を用いた周辺電流駆動による負磁気シアー配位の生成・維持・制御が実証されている。JT-60Uにおける臨界プラズマ条件の達成など優れた核融合性能が負磁気シアー配位により得られている。
栗田 源一; 永島 圭介; 飛田 健次; 閨谷 譲; 牛草 健吉; 長島 章; 久保 博孝; 小関 隆久; 山本 巧; 細金 延幸; et al.
JAERI-Research 97-023, 68 Pages, 1997/03
JAERI-Research-97-023.pdf:2.67MB
定常炉心試験装置は、定常核融合炉とITERにおける先進トカマク運転の開発のためJT-60設備を最大限に利用するように設計されたトカマク装置である。主半径は4.8m、最大プラズマ電流は10MAで、5MAのプラズマ電流で最大8.8
10
m
までの定常運転が可能である。MHD安定性とエネルギー閉じ込めを良くするために、大きな三角度のプラズマ配位が可能である。またプラズマの体積を最大にするために、小型のダイバータを設計した。計測システムは主プラズマ計測及び周辺プラズマ計測装置によって構成され、これらには基本的に既存設備が充てられる。ただし、YAGトムソン散乱システムは特別に強化され、また、新規計測器として、定常磁場測定プローブ、マイクロフィッションチェンバー、ペニングゲージが導入される予定である。
林 巧; 宮 直之; 菊池 満; 豊島 昇; 牛草 健吉; 正木 圭; 神永 敦嗣; 北井 達也*; 栗田 源一; 永島 圭介; et al.
JAERI-Research 97-007, 150 Pages, 1997/03
JAERI-Research-97-007.pdf:4.07MB
定常炉心試験装置におけるプラズマ燃料系とトリチウム安全系設備の設計検討結果をまとめた。プラズマ燃料系は真空排気、精製捕集、同位体分離、1次系ガス処理及び燃料供給設備で構成される。また、トリチウム安全系は建家換気、不活性ガス処理、緊急時トリチウム処理及び制御モニタリング設備等により構成される。低トリチウムインベントリ化の観点から、同位体分離設備においては深冷蒸溜塔を3カラム構成とし、アウトプットのトリチウム純度を60%以下のDT混合ガスを循環する方式として、インベントリを5g程度に低減できる見通しを得た。トリチウム安全系においては、実験棟本体・組立室及びトリチウム取扱設備室の建家を三次格納系とした緊急時トリチウム処理設備(気体分離膜システム)の検討を進め、1週間で1D
C
へのトリチウム除去が可能であることを示した。
豊島 昇; 正木 圭; 神永 敦嗣; 小栗 滋*; 菊池 満; 中川 勝二*; 宮 直之; 森 活春*; 永見 正幸
JAERI-Research 97-008, 146 Pages, 1997/02
JAERI-Research-97-008.pdf:4.6MB
本報告では、本体付属設備設計、JT-60の解体・JT-60SU全体の組立・工程、主要建家の耐震・耐荷重の裕度及び一部設備の配置計画について述べる。既存JT-60を100日程度で解体、新設再利用品収納建家に収納、PR用として一般展示する。組立は約3年半で実験再開する計画。実験棟の荷重増に対して、本体直下のケーソン基礎にかかる荷重分散が課題となり、詳細な検討が必要である。耐震裕度は耐震Bまで対応可能。実験棟増築建家の耐震B対応は基礎的には可能であるが、2階部分の施工上の詳細検討が必要。負圧管理対応は可能である。整流器棟の荷重増に対しての概略裕度検討では1.3倍が限界(基礎)で、2階部分の対応は、特に詳細な検討が必要となる。
永島 圭介; 菊池 満; 栗田 源一; 小関 隆久; 青柳 哲雄; 牛草 健吉; 閨谷 譲; 久保 博孝; 森 活春*; 中川 勝二*; et al.
Fusion Engineering and Design, 36(2-3), p.325 - 342, 1997/00
定常炉心試験装置(JT-60SU)は、定常トカマク炉の開発及び国際熱核融合炉(ITER)の補完的役割を担ったJT-60の後継装置である。本装置の主要パラメータは、最大プラズマ電流10MA、主半径4.8mであり、ビームエネルギーが750keVの中性粒子入射によりプラズマの加熱及び電流駆動を行う。プラズマ電流5MAでの高密度定常運転が可能であり、この時の自発電流率は約50%である。より高い自発電流率での運転を実現するためには、グリーンワルド限界を超えた高密度での安定な放電を得る必要がある。また、低トロイダルモード数の理想MHD不安定性及びバルーニング不安定性の解析から、規格化ベータ値として3程度までの運転が可能である。
宮 直之; 林 巧; 鈴木 優*; 永島 圭介; 閨谷 譲; 豊島 昇; 鈴木 達志*; 菊池 満; 内藤 大靖*; 永見 正幸
Fusion Engineering and Design, 36(2-3), p.309 - 324, 1997/00
被引用回数：1 パーセンタイル：14.48(Nuclear Science & Technology)JT-60U以降の計画として、評価・検討を進めている定常炉心試験装置の遮蔽・排気処理系についてまとめた。薄板2重壁構造の真空容器の内部に遮蔽材を兼ねたボロン入冷却水を循環する水タンク方式とした。装置全体は40cm厚のコンクリート製クライオスタット内に格納する。低放射化材料としてこれまで評価してきたTi合金に加え、今回新たに代替案として、SUSとタングステンの組合せを提案し、線量当量の設定目標を満たす遮蔽構造を示した。ダイバータポートの実効排気速度20pam
/s(30mol/h)を可能とする定常粒子排気系を検討した。プラズマ及びNBIからの排気ガスは燃料精製系で不純物を処理した後、プラズマ燃料として循環再利用する。本装置のDD放電では0.2g/年のトリチウムが発生する。トリチウム循環系は多重格納とし、緊急時の処理が可能なトリチウム安全処理系を検討した。
有田 誠*; 林 巧; 奥野 健二; 林 安徳*
Journal of Nuclear Materials, 248, p.60 - 63, 1997/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Materials Science, Multidisciplinary)原研の定常炉心試験装置計画における真空容器材料候補の1つであるTi-6Al-4V合金について、そのトリチウム透過量評価の観点から、500eVD
イオンビームを用いて、323~753Kの温度条件で重水素透過挙動を調べた。合金試料は
34mm0.1mm
(及び0.25mm)を用いた。600K以上の温度領域では、明らかなイオン駆動透過挙動が観測でき、24時間以内に定常透過に達した。入射イオン粒子束6.410
D/m
・sに対して、透過/入射粒子束比で3.310(633K)~4.810(753K)であり、イオン駆動透過の活性化エネルギーは約0.12eVであった。600K以下では透過粒子束は顕著に減少し、重水素イオン注入後の昇温放出実験から、大部分の重水素は合金中に滞在していることが伺えた。厚さの違う試料の結果から、透過は合金内部の透過側への拡散が律速であり、その拡散係数はD=2.010
exp(-0.32eV/kT)m/sと計算できた。
藤田 隆明; JT-60チーム
Plasma Physics and Controlled Fusion, 39(SUPPL.12B), p.B75 - B90, 1997/00
被引用回数：31 パーセンタイル：69.48(Physics, Fluids & Plasmas)定常トカマク型核融合炉の実現のためには、高閉じ込め、高ベータ、高自発電流割合のプラズマを、完全電流駆動及び放射冷却ダイバータの条件で維持する必要がある。JT-60Uではこの目標を達成するための広範囲な研究が行われている。負磁気シアー配位は、高自発電流割合において自然に形成される分布であるので、定常炉の標準的な運転方式と考えられている。JT-60Uの負磁気シアー放電においては、プラズマ電流の増大により大幅な性能の向上を得た。小半径の70%に及ぶ内部輸送障壁の形成により、周辺部がLモードで3倍を超える閉じ込め改善を得た。大きな半径の輸送障壁を保ちつつプラズマ電流を増大し、2.8MAにて等価DTエネルギー増倍率
1を達成した。この高性能放電はqの極小値が2となったときにコラプスするが、自発電流や低域混成波電流駆動により負磁気シアー配位を定常的に維持することにも成功している。
永島 圭介
JAERI-Research 95-055, 19 Pages, 1995/08
JAERI-Research-95-055.pdf:0.79MB
ダイバータ領域の中性粒子挙動を評価するための簡易モデルを開発した。このモデルは、矩形のダイバータ領域における中性粒子挙動をモンテカルロ法で解析するものであり、トカマク型装置のダイバータ基本特性を評価する上では極めて有効なものである。このモデルを定常炉心試験装置(JT-60SU)のダイバータ設計に適用して、ガイドラインとなる設計値を決定した。ダイバータ板の傾斜角、排気口の設置位置等を最適化することによって、高効率の排気(ダイバータ板へ流入する全粒子数に対する割合が4%以上)と主プラズマへの逆流抑制(全粒子数に対して2%以下)が可能であることを示した。
二宮 博正
Tokamak Concept Improvement,ISPP-16, 0, p.305 - 324, 1994/00
SSTR等のコンパクトで効率的な定常トカマク核融合炉の概念の科学的実証を目指してJT-60で進めている、閉じ込め改善、高ベータ、高ブートストラップ電流割合の完全電流駆動及びダイバータ部の熱・粒子制御の結果と今後の計画について報告する。併せて、JFT-2MとTRIAM-1Mにおけるトカマク概念改善に関する結果と計画を紹介する。また、核融合炉に近いプラズマパラメータ領域でトカマクの定常化研究を行うために検討を進めている、定常炉心試験装置(JT-60SU)の研究目的、装置概要、予想されるプラズマ性能等についても報告する。
菊池 満; R.W.Conn*; F.Najmabadi*; 関 泰
Fusion Engineering and Design, 16, p.253 - 270, 1991/00
被引用回数：35 パーセンタイル：94.39(Nuclear Science & Technology)最近のプラズマ物理の動向について述べ、トカマク動力炉(SSTR及びARIES-I)の設計にそれらがどのように反映されているかを紹介し、動力炉の姿を明らかにする(日、米の設計例として)。特に、JT-60で見出された、プラズマ電流の80%にも及ぶブートストラップ電流の達成によって高効率な定常炉が可能になった点が重要である。
菊池 満
日本原子力学会誌, 32(10), p.950 - 961, 1990/10
被引用回数：0 パーセンタイル：0.02(Nuclear Science & Technology)ブートストラップ電流はトカマクプログラム中に自動的に流れる電流であり、この電流はトカマクプラズマの自己保持に有効である。JT-60の最近の研究では、ブートストラップ電流が全電流の80%にも達することが発見された。この事実は次世代の実験炉に大きなインパクトを与える。本解説ではブートストラップ電流のしくみから炉への応用まで易しく説明したものである。
炉設計研究室
JAERI-M 83-213, 1029 Pages, 1984/01
本研究報告は、D-T反応による自己点火条件の実現を目標とする核融合実験炉の概念設計に関するものである。実験炉は、非円形断面形状プラズマとダブル・ヌル・ダイバータ方式により特徴づけられた構造を有している。炉心構造の設計に当っては、上記の点を踏えて実現性のある分解組立構造と可能な限りコンパクトでかつ簡素な構造を最も重要な目標のひとつとしている。また、炉心を構成する各種の構成要素(第一壁、ブランケット、遮蔽体、ダイバータ、マグネット等)の検討とともに、実験炉プラントとしての各種付属設備についても言及する。上記の標準炉の設計に加え、今回、プラズマ電流の立上げと維持を全て高周波により実施するいわゆる「RF定常炉」についても検討する。本報告では、特に炉心構造概念を提案するとともにRF炉の可能性について物理的な観点からの検討に重点を置く。
杉原 正芳; 西尾 敏
JAERI-M 83-139, 31 Pages, 1983/09
高周波波動による定常運転を目指した核融合実験炉の炉概念の検討を行なった。検討の方針として、これまで行なってきた標準炉と対比して定常炉の利点をでさるだけ生かすことを念頭に置いた。また現時点でのデータベースから余り外れないことを前提としているが、高周波波動については将来の研究の進展を見込んで2種類の波動を検討した。検討項目としては、1)プラズマ閉じ込め性能 2)高周波波動の選定 3)装置大半径 4)トロイダル磁場コイルの数およびサイズ 5)平衡磁場配位 である。検討の結果、標準炉より大半径で1~1.5m程小さなサイズの炉が可能であるとの見通しが得られた。
酒井 卓郎
no journal, ,
震災後、長期間停止している研究炉JRR-3であるが、2020年度中には再稼働する予定である。そこで、研究炉JRR-3を用いた中性子イメージング装置の現状と再稼働後に向けた取り組みに関して報告、参加者から忌憚のない意見を頂戴し、定常炉を用いた中性イメージング技術・ 装置の将来を検討する機会とする。
