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石田 真一; 市村 真*; 大藪 修義*; 岡村 昇一*; 小森 彰夫*; 関 泰; 中島 徳嘉*; 二宮 博正; 八木 康之*; 山中 龍彦*
プラズマ・核融合学会誌, 78(12), p.1463 - 1466, 1998/12
平成10年10月19日-24日に横浜で開催された第17回IAEA核融合エネルギー会議の報告である。会議全体及び開会式の概要、自己点火プラズマへの道を拓くとともに、長時間維持で顕著な成果が得られたトカマク実験結果、ITER実現の技術的見通しが示された炉工学・ITERの成果、及び非トカマク実験、慣性核融合、理論の成果について述べてある。
村上 好樹*; 藤枝 浩文*; 常松 俊秀
JAERI-M 94-080, 151 Pages, 1994/06
ITER共同中央チームよりEDA版ITERが提案されているが、そこでは大半径約8m、楕円度1.6、核融合出力1.5GWなど、CDAと全く異なったプラズマとなっている。そこで本レポートではCDAの物理ガイドラインである0次元モデルを用いてEDA版ITERの性能評価を行なった。その結果EDA版ITERはヘリウム蓄積が10%の場合にはHモードで核融合出力1.5GWで自己点火可能であるが、ヘリウム蓄積が20%では出力が約4GW必要になることがわかった。ヘリウム蓄積が20%になるとHモードで核融合出力が1.5GWの場合には核融合利得Qが20まで低下することもわかった。一方、定常運転に対する解析では高安全係数時にHモードの1.5倍の高性能閉じ込めを仮定すると80MW程度の電流駆動パワーで定常運転が可能であることがわかった。このときのブートストラップ電流の比率は約60%である。
松田 慎三郎; 関 昌弘
原子力工業, 39(3), p.32 - 44, 1993/00
原子力委員会は、平成4年6月「核融合研究開発の進め方について」及び「第三段階核融合研究開発基本計画」を策定、我が国の核融合研究は新たな段階へと乗り出すこととなった。今後の展開は、来世紀中期の核融合エネルギーの実用化を目指し、実験炉、原型炉、実証炉の3ステップを経て、さらに原型炉段階では定常な炉心プラズマ運転を実現し、プラント規模の発電を実証することとしている。本稿では、「ここまできた核融合開発」と題して、原研におけるR&Dを中心に、核融合研究開発の経緯と今後の計画、プラズマ物理の現状、ITERの工学設計と炉工学の現状、核融合材料、動力炉へのみちのりについて説明するものである。
炉設計研究室
JAERI-M 84-212, 1056 Pages, 1985/01
核融合実験炉FERはJT-60の次期装置として計画されているトカマク炉であり、自己点火長時間燃焼の達成と炉工学技術の実証を目標としている。その標準設計案においては磁気誘導法による電流駆動を行うパルス運転方式とダブルヌルダイバータによる不純物制御・灰排気方式を採用している。昭和57~58年度は標準設計案について総合的な設計検討を進める一方、高周波による非誘導電流駆動法に基づく準定常運転と定常運転炉及び不純物制御・灰排気方式としてポンプリミタのように、先進的物理を取入れた炉概念の検討も行った。さらに不純物制御・灰排気方式のダブルヌルダイバータ/シングルヌルダイバータ/ポンプリミタの相互評価を行った。この報告書は、主として58年度の主要成果について述べている。57年度の成果は既にJAERI-M-83-213~216に報告されている。
藤沢 登; 杉原 正芳
JAERI-M 9577, 28 Pages, 1981/07
JT-60の次に建設が計画されている次期装置の装置サイズについて広範囲なパラメータサーベイを行なった。その際にいろいろな物理的および工学的要求が考慮に入れられた。例えば自己点火条件・到達可能最大ベータ値・全核融合出力・中性子壁面負荷・
粒子閉じ込め性能・ダイバータ板への熱流束・アスペクト比に対する装置構造上の制約・装置サイズ・最大トロイダル磁場等である。エネルギー閉じ込めスケーリング則には不確実さかあるため、次期装置に設定されたいろいろな目標を実現する装置およびプラズマのパラメータを設定するための方法論に重点を置いた。
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。
杉原 正芳; 笠井 雅夫*; 田島 輝彦*; 東稔 達三; 真木 紘一*
Journal of Nuclear Science and Technology, 17(10), p.729 - 736, 1980/00
被引用回数：6 パーセンタイル：58.22(Nuclear Science & Technology)トカマク炉における可変トロイダル磁場リップルによる燃焼制御の物理的可能性が、一次元トカマク輸送コードを用いて示された。過度の温度上昇はトロイダル磁場リップルを適度な時定数で、約1.5%程度に迄強める事によって十分抑制され、安定な燃焼が実現される事が示された。これらの計算は、プラズマの非円形効果や、トロイダル磁場リップルのポロイダル角依存性の効果を取り入れて行われた。技術的観点からも、このような制御を実現する事は可能である事が、簡単なモデル計算により示された。
平岡 徹; 田島 輝彦; 杉原 正芳; 笠井 雅夫*; 新谷 吉郎*; 坂本 寛己*
JAERI-M 8198, 94 Pages, 1979/04
炉心工学試験装置の概念検討を行なった。この装置はJT-60の次の装置として、実験炉に先立って建設されるものである。その物理的目標は自己点火条件を検証する事である。一方この装置は将来の核融合炉に必要な全ての技術を備えたものである。従って超電導磁石、遠隔操作技術、遮へい、ブランケット試験モジュール、トリチウム取扱い技術の確立等が必須となる。この概念検討では、予備設計に先立ち、一つの構造体として成立し得るかどうかに重点を置いて検討を行なった。
杉原 正芳; 笠井 雅夫*; 平岡 徹
Journal of Nuclear Science and Technology, 16(5), p.305 - 315, 1979/00
被引用回数：1中性粒子入射加熱によって得られる最大加熱パワーを半経験的に評価した。それを用いて不純物混入がある時の自己点火への立ち上げに必要なプラズマ小半径を求めた。不純物混入が多くなると、自己点火条件から求めたものより大きな小半径でないと自己点火に到達しない事を示した。
杉原 正芳; 笠井 雅夫*; 田島 輝彦; 平岡 徹
JAERI-M 7885, 20 Pages, 1978/09
捕捉粒子不安定性則を組み込んだ分布固定の一次元トカマクシミュレーションコードを用いて、JT-60の次世代の大型トカマク装置で自己点火条件の検証を目ざした時に起ると予想される物理朗問題点の予備的検討を行なった。結論は以下の通り。(1)捕捉粒子不安定性が理論による予想通りに起ると、閉じ込め時間は短くなり、NbTiを用いる場合装置サイズがかなり大きくなる。捕捉粒子不安定性が理論値の1/10程度に抑えられれば、現実的な大きさの装置で自己点火に達する事ができる。(2)現在の技術水準の正イオンを用いた中性粒子入射加熱法では迫加熱に必要なパワーを得るには不十分であると思われる。より大きな入力ポート面積を得るための装置設計の改良、または他の加熱法の併用、或いは負イオン源の開発等が必要と考えられる。(3)重金属不純物の混入量は0.01%台に抑える必要がある。
