Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
村上 好樹*; 仙田 郁夫; Chudnovskiy, A.*; Vayakis, G.*; Polevoi, A. R.*; 嶋田 道也
プラズマ・核融合学会誌, 73(7), p.712 - 729, 2001/07
国際熱核融合実験炉ITER-FEATの性能評価を0次元的コード及び1.5次元輸送コードを用いて行った。標準的な運転シナリオを作成し、密度限界、Hモード遷移しきい値パワーを考慮して運転領域を検討した。温度分布、ピンチ効果による密度分布、不純物量、イオン加熱の割合に対するサーベイを行い閉じ込め裕度を調べた。高Q運転(Q~50)のシミュレーションを行い、パルス的に加熱パワーを加えることで短時間の自己点火運動が可能であることを示した。閉じ込め改善係数が1割改善するか、ヘリウム蓄積が低下すれば持続的な自己点火も可能である。ハイブリッド運転では規格化
値を2.5にできれば2000秒以上の運転ができることがわかった。定常運転モードに対する初期的な解析ではH
=1.5ダイバータ条件と両立する解があることがわかった。また確率論的手法によりQ=10を達成する可能性を評価し、65~90%の値を得た。
村上 好樹*; 杉原 正芳
Fusion Technology, 24, p.375 - 390, 1993/12
ダイバータ熱負荷の簡単な比例則を用いてITERの長時間および定常運転点の最適化を行なった。比例則としてITERガイドライン、ボーム型モデル、JT-60Uの実験則を用いモデルによる依存性を調べた結果、核融合出力が750MWのとき定常運転時の熱負荷はモデルによって約2倍異なることが分かった。実際に運転可能かどうかは閉じ込め性能の観点からだけでなくダイバータ熱負荷の許容レベルにもよるため、これはモデルによって運転可能領域が大きく異なることを意味している。従って今後ダイバータ熱負荷の比例則の精密化が重要になる。本研究ではヘリウム蓄積、閉じ込め、電流駆動効率の改善に対する効果も調べた。また長時間運転モードでも与えられた核融合出力と電流駆動パワーに対してダイバータ熱負荷を最小にする運転点を見い出し、工学試験で要求される条件のもとでの最適化を行った。
村上 好樹*; 藤枝 浩文*; 伊丹 潔; 杉原 正芳
JAERI-M 92-145, 46 Pages, 1992/09
国際熱核融合実験炉(ITER)における長時間及び定常運転モードでの運転点をダイバータ熱負荷の観点から最適化した。熱負荷はJT-60Uで得られた経験則を含めて3種類の簡単な比例則を用いて評価した。定常運転時のダイバータ熱負荷は核融合出力に比例して増加し、その傾向は比例則に依存しない。しかし熱負荷の値は750MWで約1.8倍異なるため、今後ダイバータ比例則の精密化が必要であろう。またヘリウム蓄積、閉じ込め、電流駆動効率の改善、不純物注入による熱負荷低減効果も調べ、物理R&Dの目標を明らかにした。長時間運転では2000秒燃焼時のダイバータ熱負荷を最適化した結果、比例則によらず電流駆動パワーが大きいほど熱負荷が小さくなることがわかった。また不純物添加を行わなくても閉じ込め時間を1割程度改善することで、熱負荷を自己点火運転と同程度にできることもわかった。
村上 好樹*; 堀池 寛; 黒田 敏公*; 松崎 誼; 下村 安夫; 杉原 正芳
JAERI-M 92-056, 53 Pages, 1992/04
誘導電流のみからなるパルス炉の特性を明らかにし、代表的なトカマク型定常炉であるSSTRとの比較を行なった。パルス炉はSSTRに比べてトロイダル磁場を低くできること、トロヨン係数が小さいこと、エネルギー閉じ込めがよいことがわかったが、数千秒の燃焼時間を確保するためにはプラズマ大半径を1m程度大きくしなければならないことが明らかになった。パルス炉の運転領域は定常炉に比べて低温高密度となるためダイバータ熱負荷は軽減されるが、一方で熱的不安定性が重要な課題となることがわかった。本報告では定常電気出力を得るための蓄熱器および蓄電システムの検討も行なった。その結果、パルス炉の総合的効率は必ずしも定常炉より悪くないが、システムが大型化することが明らかになった。また熱サイクル疲労については応力レベルを定常炉の3分の1程度に低減する必要があることがわかった。
湊 章男*; 東稔 達三
JAERI-M 85-203, 35 Pages, 1985/12
トカマク型核融合実験炉に於いて、プラズマの起動/停止及びパルス運転による熱負荷の時間変化あるいは構造物内での空間変化により、プラズマの周辺に置かれる構造物(第1壁、ダイバータ/リミタ、ブランケット等)は非定常温度変化を示し、発生する熱変形あるいは熱応力は繰り返し疲労寿命等構造物の強度に影響を与える。さらに燃焼時間はブランケットに充填されている固体増殖材(Li
O)の温度制御に影響を与える。ここでは、核融合実験炉(FER)の標準設計(昭和58年度)をベースとして、上述の問題を検討し、熱構造設計上の観点からFERのパルス運転シナリオを見直すために予備的に検討したものをまとめたものである。
西尾 敏; 杉原 正芳; 岡崎 隆司*
JAERI-M 85-141, 40 Pages, 1985/08
本論文はプラズマの低密度領域においRF電流駆動を導入したとき、トカマク炉の工学設計上どのような利点が得られるかについて述べたものである。RFを用いた運転シナリオとして長時間パルス運転と準定常運転を採用し、検討項目には燃焼時間、消費エネルギーおよびトロイダル磁場コイルに作用する転倒力を選んだ。さらに対象とするプラズマ断面形状は著しく異なる平衡磁場配位を要求する2種類のタイプすなわち非円形ダイバータブラズマと円形リミタブラズマをとりあげた。特筆すべき結果としては、準定常運転の導入によって転倒力の変動荷重を無視し得るレベルまで下げられることが明らかとなった。
