Plasma-material interaction data needs for impurity control in next step devices

嶋田 道也; 辻 俊二; 細金 延幸; 二宮 博正

Atomic and Plasma-Material Interaction Processes in Controlled Thermonuclear Fusion, p.319 - 325, 1993/00

次期装置において不純物制御は、現在運転中の大型装置においてより深刻な問題である。そのため大型装置において低温高密度ダイバータ、粒子制御、遠隔放射冷却、熱制御、ヘリウム排気、不純物の発生、遮蔽、輸送などの研究を進めることが重要である。そのためには、不純物の原子データや壁材のスパッタリングのデータ等の整備が不可欠である。特に、定常DT運転で有望視されているタングステン等の重金属、放射冷却や不純物輸送において重要なmedium-Z元素の低電離イオンについては整備が遅れているので、これらを重点的に整備することが望ましい。

Tokamak reactor operation scenario based on plasma heating and current drive by negative ion based neutral beam injector

山本 新; 岡野 邦彦*; 西尾 敏; 杉原 正芳; 斉藤 龍太*; 上出 泰生*; 小林 武司*; 藤沢 登; 東稔 達三; 小原 祥裕; et al.

Plasma Physics and Controlled Nuclear Fusion Research, Vol. 3, 1 Pages, 1987/00

現在の技術データベースから判断した場合、次期装置(例えば日本ではFER)の完全段階に実現可能と考えられる負イオン・ビームを用いた中性粒子入射装置(NBI)によるプラズマ加熱および電流駆動に基づいたトカマク炉での運転シナリオを述べる。このシステムは、高い効率でプラズマ加熱及び電流駆動ができる。電流分布制御も容易に行なうことができる。

準定常核融合実験炉(FER-Q)概念設計報告書,2; 昭和59年度標準設計

沢田 芳夫; 東稔 達三; 斉藤 龍太; 関 泰; 小林 武司; 飯田 浩正; 杉原 正芳; 伊藤 裕; 西尾 敏; 堀江 知義; et al.

JAERI-M 85-178, 872 Pages, 1985/12

JAERI-M-85-178.pdf:19.66MB

国の長期計画に於いて、JT-60の次期装置として設定されているトカマク型核融合実験炉FERの概念設計を行った。FERは昭和55年度より、炉概念の倹討を進めてきたが、昭和59年度より新らたに再度炉概念の見直しを行う。本報告書は初年度(59年度)の検討をまとめた中間報告書の一部である。本報告書では、標準設計である準定常核融合実験炉の加熱・竃流駆動系、プラズマ位置制御、電源系、計測系、ニュートロニクス、ブランケット・テスト・モジュール、分解修理、安全性等の設計結果について述べる。

昭和59年度核融合実験炉(FER)概念設計結果の要約

沢田 芳夫; 東稔 達三; 斉藤 龍太; 関 泰; 小林 武司; 飯田 浩正; 杉原 正芳; 伊藤 裕; 西尾 敏; 堀江 知義; et al.

JAERI-M 85-176, 86 Pages, 1985/11

JAERI-M-85-176.pdf:2.19MB

国の長期計画に於いて、JT-60の次期装置として想定されているトカマク型核融合実験炉FERの概念設計を行った。FERは昭和55年度より、炉概念の検討を進めてきたが、昭和59年度より新たに再度炉概念の見直しを行う。本報告書は初年度(59年度)の検討をまとめた中間報告書の要約である。昭和59年度の検討は、炉の基本構想を決定する「予備検討」、これにより定められた枠内で幾つかの炉本体構造案を検討する「基本検討」、選択された主案について炉本体の設計を行う「設計検討」の手順で行った。本年度のFER設計のフレームは、(1)炉心プラズマ;自己点火条件達成。(2)運転シナリオ;準定常方式(RF電流駆動立上げ,OH電流維持及び再充電)による長時間パルス運転。(3)中性子フル工ンス;0.3MW・Y/mに減少。(4)ブランケット;しゃへい形の採用(トリチウム増殖テスト・モジュールにより工学的データを取得)。(5)マグネット;超電導方式。、である。