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秦野 歳久; 佐藤 和義; 深谷 清; 佐藤 聡; 大楽 正幸; 黒田 敏公*; 秋場 真人; 高津 英幸
JAERI-Research 97-017, 67 Pages, 1997/03
JAERI-Research-97-017.pdf:6.75MB
高温静水圧(HIP)法によりブランケット第一壁パネルを試作して、原研の粒子工学試験装置(PBEF)を用いて高熱負荷試験を実施した。高熱負荷試験は、ITER通常運転時に銅合金とステンレス鋼の間に発生する温度及び歪みを模擬した熱サイクル試験とプラズマ崩壊時の高熱負荷を模擬した熱衝撃試験からなる。熱サイクル試験では試験中に測定された温度応答より除熱性能の劣化は確認されず、熱衝撃試験では熱負荷表面から小さな飛散物が多数確認された。試験後の試験体断面観察よりHIP接合面に剥離やき裂は確認されなかった。
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。
秦野 歳久; 深谷 清; 大楽 正幸; 黒田 敏公*; 高津 英幸
Fusion Technology 1996, 0, p.511 - 514, 1996/00
遮蔽ブランケットの研究開発において、構造体の製作及び熱・機械的特性の評価は重要なことである。そこでHIP(熱間静水圧)法を用いてアルミナ分散強化銅とステンレス鋼を接合した第一壁構造体部分モデルによる高熱負荷試験を行った。試験後、アルミナ分散強化銅とステンレス鋼の接合面の健全性を評価するため、第一壁構造体部分モデルの破壊観察を実施した。観察は試験体内部のHIP接合面と熱負荷表面に分けて行った。観察の結果HIP接合面にはく離やき裂等の欠陥は見られずHIP接合面が健全であることが確認された。また、表面から1mm深さの部分にボイドが多く発生していることが確認された。熱負荷表面の観察では多くの析出物が発生し、その析出物のEPMAの結果、アルミナ分散強化銅中のアルミナが凝集したものと考えられる結果を得た。
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。
