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核融合装置試験部; 炉心プラズマ研究部
JAERI-Review 2005-037, 348 Pages, 2005/09
JAERI-Review-2005-037.pdf:39.28MB
本レビューは、臨界プラズマ試験装置JT-60の装置完成から今日に至るまで過去20年間にわたる技術開発について、その内容をコンパクトに総括した報告書である。JT-60完成後20年を経過し、第3段階核融合研究開発基本計画の中核装置である実験炉ITERの建設サイトが決定されたこの時期に、これまでの先進的技術開発を総括し、今後のさらなる発展の礎とすることを意図して本報告書が執筆された。これまで行われた技術開発は夥しい数であり、それらは各項目ごとに単行の報告書を構成できる分量である。本レビューにあたっては、比較的大きな項目に整理統合してキーワードと要点を中心にコンパクト化を図った。同時に、開発の各担当者が原則として執筆を行うことで技術開発の本質を適確に記述した結果、JT-60の技術開発ハンドブックとも言うべき高い水準のレビュー報告となっている。
松田 慎三郎
プラズマ・核融合学会誌, 76(11), p.1203 - 1205, 2000/11
原研那珂研究所では、JT-60のコイルを超伝導化し、高性能プラズマの定常化研究を目的とした「JT-60改修計画」を計画し、プラズマ・核融合学会誌でも計画の概要と議論の状況などについて紹介した(本誌第76巻6号,2000年6月「展望」記事)。この記事は4月24日に原研那珂研究所で開催された「JT-60改修計画に関する意見交換会」に出席できなかった多くの会員のために紹介したものであったが、学会や原研内外の委員会などでの広報が必ずしも十分でなかったため、本改修計画がITERの代替であるとか、ITERの建設にとって不可欠(この計画がなければITERは建設できない)であるような印象を学会員に与えた恐れがあった。そこで、改めて本改修計画の位置づけを確認するとともに、現在核融合会議の示唆に基づいて進められている大学・原研の研究者間の議論を踏まえ、本計画が指向する姿を紹介し、我が国の活発な核融合研究開発の展開に資することを目的として「展望」記事に投稿するものである。なお、同一の内容は11月に北大で開催される年会においても発表する予定である。
福田 武司; JT-60チーム
Fusion Engineering and Design, 46(2-4), p.337 - 345, 1999/00
被引用回数：7 パーセンタイル：49.64(Nuclear Science & Technology)現在の炉心プラズマ実験を核融合炉に外挿するためにはプラズマ諸量の実時間制御が重要な要件となる。一昨年に臨界プラズマ条件を達成したJT-60Uでは、フィードバック制御を用いた高性能放電の準定常維持に焦点を当てた研究開発を積極的に進めてきた。その結果、電子密度と中性子発生率のフィードバック制御を用いた負磁気シア放電で、高い閉じ込め性能と規格化ベータ値を4.3秒間維持することに成功した。また、加熱入力分布の指標となる中性子発生率の制御が、電磁流体力学的に安定な領域にプラズマを再現性良く維持するのに有効であることを世界で初めて示すとともに、制御手法を最適化することによって一昨年を上回る等価エネルギー増倍率を得た。さらに、放射冷却ダイバータの生成と高い閉じ込め性能の両立維持を目指したダイバータの放射損失量と中性子発生率の複合制御実験の結果についても報告する。
岸本 浩; 永見 正幸; 菊池 満
Fusion Engineering and Design, 39-40, p.73 - 81, 1998/09
被引用回数：5 パーセンタイル：44.25(Nuclear Science & Technology)JT-60は、現在、ITER・EDAへの貢献と定常トカマク炉の基礎の形成を目指して研究を進めている。負磁気シアと高ベータモードが主たる運転の形式である。負磁気シアでQ
=1.05,高ベータモードで核融合積1.5
10
m
skeVを最近実現した。負磁気シアでは、高リサイクリング・高放射冷却ダイバータプラズマとの並存ができた。定常トカマク炉の諸条件をほぼ満たす高性能プラズマの長時間維持も実証した。JT-60は1985年に運転を開始し、1989
90年には大改造を行った。最も頻度の高いトラブルは、制御ソフトのバグ,真空容器のエアリーク,電気絶縁不良等である。予想外の事象としては、改造前容器の脱振動,TFコイル冷却管水もれ,ハロー電流によるダイバータタイル損傷,高速粒子侵入によるダイバータ冷却管損傷等があった。これらは今後の核融合研究にも大切な技術課題である。
JT-60チーム
JAERI-Research 97-047, 151 Pages, 1997/07
JAERI-Research-97-047.pdf:6.27MB
1996年、JT-60Uのプロセス性能は、プロセス形状及び分布制御を最大限に生かすことによって、負磁気シア放電、高
pHモード放電、高三角度放電という高閉じ込め領域において格段に改善した。負磁気シア放電において、Q
=1.05という等価核融合増倍率を得て、臨界プラズマ条件を達成した。高pHモード放電では、核融合積とイオン温度の世界記録を更新した。高三角度配位の高pHモード放電では安定性が改善し、ITERを模擬した高性能プラズマの維持に成功した。負イオン中性粒子入射(N-NBI)実験は、1996年3月より計画通り開始された。400keV及び2.3MWに達するN-NB入射によって、加熱・電流駆動特性の取得がITERを支援して実施された。負磁気シア放電のへのネオンガス入射によって、高性能プラズマと両立する放射冷却ダイバータの形成に成功した。
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。
山根 健路
保健物理, 32(2), p.240 - 244, 1997/00
日本原子力研究所那珂研究所に設置されている臨界プラズマ試験装置は、1985年4月に核融合炉の研究開発を実施する目的で設置され、1989年10月まで水素放電実験が行われた。その後、重水素放電実験を開始するため、大電流化の改造が行われ、1991年7月から重水素を用いたプラズマ放電実験の運転が開始された。改造されたJT-60装置のプラズマ放電実験では、核融合反応等により、中性子線とX線及び
線が発生し、中性子線により真空容器内構造物や周辺機器が放射化されている。また、核融合反応によりトリチウムが生成され、真空容器内、真空排気設備系統の配管及び真空ポンプ内にトリチウムが含まれている。ここでは、JT-60装置等の概要と放射線管理について報告する。
鎌田 裕; 石田 真一; 小関 隆久; 菊池 満
日本原子力学会誌, 39(5), p.367 - 377, 1997/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)日本原子力研究所の大型トカマク装置JT-60は、1996年秋、大きな目標であった臨界プラズマ条件を達成した。これは、負磁気シアモードと呼ばれる定常核融合炉に適した運転方式で得たものである。この方式は、原研が提案した動力炉概念を契機に、その後も実験及び理論の両面において原研が世界的に研究をリードしてきた定常核融合炉構想から生まれた。本稿では、これらの炉心プラズマにかかわる実験及び理論の最近の進展と核融合炉開発への意義、展望を概観した。
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：69.44(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。
清水 正亜; 清水 徹*; 秋野 昇; 山本 正弘; 高津 英幸; 大久保 実; 安東 俊郎; 太田 充; 梶浦 宗次*; 松本 潔
日本原子力学会誌, 29(12), p.1108 - 1115, 1987/12
被引用回数：0 パーセンタイル：0.02(Nuclear Science & Technology)臨界プラズマ試験装置JT-60の真空容器の加熱冷却装置及びその試験結果について述べる。JT-60の真空容器には超高真空対策の一つであるベーキングなどのために最高500
Cまで加熱でき、かつ比較的短時間で冷却可能な加熱冷却装置を設けた。加熱には電気ヒータ、冷却には水または窒素ガスを用いた。現地における真空容器組立後のベーキング試験の結果、到達温度、昇温時間、温度分布などは目標値を十分に満足し、また到達圧力、放出ガス速度なども仕様を満し、ベーキング後の真空リークもすべて検出感度以下であった。また、昇降温時の熱膨張変位に対して摺動部も正常に作動することを確認した。
臨界プラズマ研究部; JT-60試験部; 核融合研究部
JAERI-M 87-018, 282 Pages, 1987/02
昭和60年度の那珂研究所英文年報である。那珂研究所に所属する核融合研究部、臨界プラズマ研究部、JT-60試験部におけるプラズマ実験・解析及び周辺技術の研究開発結果がまとめられている。
新倉 節夫*; 永見 正幸; 平山 俊雄
JAERI-M 86-089, 46 Pages, 1986/06
核融合出力倍増率Qを、プラズマ温度・プラズマ密度の空間分布を最近のトカマク実験の結果を反映した分布形を用いて評価した。入力デ-タは、Ne,
,NBIパワ-,ビ-ムエネルギ,RFパワ-および不純物量である。代表的な計算例として、JT-60へ適用し、Qが大きい値を取る運転領域を探った。JT-60の臨界条件に必要なnTは、100KeVのNBIによるTCT効果を考慮すると、2.710
(sec・Ev・m
)である。また、Ip=2MA放電では、NBI100KeVで、
0.55secならば、Troyon -limitが、臨界条件達成の重要な因子と成る。一方、ビ-ム・プラズマ反応の促進、プラズマ温度・プラズマ密度のピ-クした分布の形式、不純物量の低減などにより、臨界条件に必要なnTは小さくなる。200KeVのNBIによるTCT効果を考慮すると、nTは、2.010(sec・eV・m)となる。
清水 正亜; 大久保 実; 山本 正弘; 高津 英幸; 安東 俊郎; 中村 博雄; 秋野 昇; 川崎 幸三; 浦川 宏*; 大都 和良*; et al.
Nucl.Eng.Des./Fusion, 3(4), p.249 - 264, 1986/00
結界プラズマ試験装置JT-60は主半径3m、副半径0.95m、トロイダル磁場4.5T、プラズマ電流2.7MAの大型トカマク実験装置である。この本体は主として真空容器、トロイダル磁場コイル、ポロイダル磁場コイル及び架台から成る。これら各構造物には超高真空、強大な電磁力、高熱負荷及び複雑な幾何学的条件などにより厳しい設計条件が課せられた。1978年4月に設計を開始し、現場の据付は1983年2月から1984年10月まで行われ、さらに1985年3月まで各種試験が行われた。ここでは、これらの設計、製作、組立および試験について報告する。
飯島 勉; 森 茂
日本物理学会誌, 36(6), p.442 - 438, 1981/00
日本物理学会誌の「エネルギー」に関する特集(第2集):自然エネルギーの利用、化石燃料、原子力発電、核融合、原子力の安全性)の中の核融合についての解説記事である。 読者対象としては物理学会会員一般の核融合を専門分野としない人々を想定して、核融合研究開発の意義、核融合反応とその実現条件、炉心プラズマの閉込め、核融合炉の開発、等について平易に解説した。
高津 英幸; 清水 正亜; 山本 正弘; 太田 充
JAERI-M 8017, 67 Pages, 1978/12
本報告書は、現在原研が進めているJT-60の真空容器の設計のうち、応力解析についてまとめたものである。解析は実機の設計へのフィードバックを考膚して厚内リング及びベローズの板厚をパラメトリックに変えて行った(厚肉リング40~70mm、ベローズ2.0~2.5mm)。また、補強・リブ及び鞍型電磁力用ダッシュ・ポットの除去の可能性、更にプラズマ消滅特定数が50msecより短い場合の検討も行った。解析結果によれば、検討した構造パラメータ範囲内では、補強リブがない構造でも最大応力強さは許容応力強さを下回り、二次応力に比較的余裕がある事を考慮するとベローズの板厚は厚い方が安全率を高くとれ、厚肉リングの板厚はそれ程影響を与えない事、更に、鞍型電磁力用ダッシュ・ポットは取り除いても強度的に影響ない事がわかった。また、プラズマ消滅時定数が1msec以下になると最大応力強さは許容応力強さを上回る事がわかった。
山本 正弘; 清水 正亜; 中村 博雄; 高津 英幸; 西郷 奉素*; 太田 充; 吉川 允二; 伊藤 吉保*; 佐藤 弘*; 唐津 義憲*; et al.
日本原子力学会誌, 20(4), p.258 - 272, 1978/04
被引用回数：6原研で建設が開始された臨界プラズマ試験装置(JT-60)の真空容器は主半径約3m、小断面長径3m、短径2.3mの卵形状であり、厚肉リングとベローズが交互に配された複合体である。プラズマを閉じ込めるための真空容器は到達真空圧力110
torrを目的とする世界にも例のない大型の容器である。真空容器は最高運転温度400Cの下で、大気圧、電磁力、熱膨張などによる応力及びプラズマからの高熱負荷などを繰返し受ける。また真空容器はプラズマ電流立ち上げ条件から1.3m
以上の電気抵抗を有する必要がある。これらのきびしい条件から強度解析、使用材料の検討、超高真空対策のための表面処理法、容器及び各構成機器の製作技術などの開発が必要となった。これらの諸問題解決のため、各種調査、各種モデル製作及びこの製作モデルを使用して実施した試験等の結果、それぞれについて良好な結果が得られ、実機製作の見通しが着いた。
小林 朋文*; 谷 啓二; 竹田 辰興; 小林 哲郎*; 嶋田 隆一; 田村 早苗; 吉田 吉一*
JAERI-M 6451, 62 Pages, 1976/03
大型核融合装置のポロイダル磁場コイルの配置を決める方法として、非線形計画法の一つsimplex法を用いる手法を開発し、臨界プラズマ試験装置(トカマク型)の設計に応用した。この手法には二つの機能(1)(R、Z)2次元空間内でコイル位置を探索する、(2)複数個のコイルの相対位置が変らないように動きうる、が備わっている。これによって、ポロイダル磁場コイルの配置不能な禁止領域がいかなるものでも、その制限下での最適化が可能である。
亀有 昭久*; 鈴木 康夫; 二宮 博正
JAERI-M 6027, 16 Pages, 1975/03
トカマク装置のプラズマ平衡用磁場配位の計算法を開発し、臨界プラズマ試験装置の設計に応用した。ADI法と三段階遂次近似法を組み合わせた従来の数値計算コードを改良し、プラズマ位置形状を指定する機構をもうけた。本レポートでは主要な計算法と、臨界プラズマ装置に応用した場合についての結果を示した。この方法によって、上装置の平衡用磁場としての垂直磁場と四重極磁場の磁場強度、磁場分布の範囲を決定し、更に磁気リミターのある場合にも適用した。解析的方法との比較も試みた。
小林 朋文*; 田村 早苗; 谷 啓二
JAERI-M 5898, 84 Pages, 1974/11
大型核融合装置の空心変流器コイルおよび垂直磁場コイルの配置を決定する方法として、線形計画法およびZAkharovの方法を適用する実際的な手法を開発し、臨界プラズマ試験装置の設計に応用した。線形計画法およびZAkharovの方法を適用する具体的な計算方法について論じ、ついでこの両方法を用いて臨界プラズマ試験装置の空心変流器コイルおよび垂直磁場コイルの配置設計を行なった結果を示した。
関 泰; 原田 雄平*; 浅見 直人*
JAERI-M 5862, 29 Pages, 1974/10
臨界プラズマ試験装置においてD-T燃焼実験を仮に行なった場合に銅コイル中に発生する誘導放射能および崩廃熱を計算した。またこの誘導放射能による照射線量を計算した。但し現時点では巌界プラズマ試験装置の詳細は不明であるので仮想的な装置に対する計算を行なった。そのために本文の結果をそのまま臨界プラズマ試験装置に適用することはできないが、照射線量の概算値としては十分と考えられる。この種の誘導放射能の照射線量を計算する手法を確立しておくことは、実際のD-T燃焼装置および将来の核融合炉の場合にも適用できるので有用である。
