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佐藤 正泰; 櫻井 真治; 西尾 敏; 飛田 健次; 井上 多加志; 中村 幸治; 新谷 吉郎*; 藤枝 浩文*; 発電実証プラント検討チーム
Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1277 - 1284, 2006/02
被引用回数：14 パーセンタイル：68.04(Nuclear Science & Technology)核融合出力3GWを確保する高い経済性を有するトカマク炉発電実証プラントの設計を行っている。中心ソレノイド(CS)コイルがない又は小さい場合は、炉の小型化と軽量化に大きなインパクトがある。一方高密度領域での高閉じ込め性能の確保と巨大ELMを抑制する必要から、高い三角度を必要とされる可能性がある。CSコイルの役割を電流立ち上げとプラズマ形状制御に限定して、CSの大きさに応じた3ケースについて、システムコードを用いてプラントのパラメータを選択した。熱流束のスケーリングを用いてダイバータに対する要請を求めた。CSコイルが無い場合は、最もコンパクトな炉であるが、巨大ELMを抑制するには不十分な低い三角度しか得られない。CSの役割を形状制御に限定した炉については、巨大ELM抑制に必要と考えられる三角度が得られ、磁力線の小ポロイダル入射角と長い脚長で、ダイバータの熱のハンドリングが可能である。CSの役割を電流立ち上げと形状制御を有する炉についても、巨大ELM抑制に必要と考えられる三角度が得られ、磁力線のフラックス拡大と長い脚長で、ダイバータの熱のハンドリングが可能である。また、運転シナリオについて検討し、HHファクター,グリーンワルド密度,シャインスルーの条件が運転シナリオに強い制限を与えている。
玉井 広史; 松川 誠; 栗田 源一; 林 伸彦; 浦田 一宏*; 三浦 友史; 木津 要; 土屋 勝彦; 森岡 篤彦; 工藤 祐介; et al.
Plasma Science and Technology, 6(1), p.2141 - 2150, 2004/02
被引用回数：2 パーセンタイル：6.49(Physics, Fluids & Plasmas)JT-60定常高ベータ化計画(JT-60改修計画)の最重要課題は高ベータ,臨界クラスのパラメータを持つ高性能プラズマの100秒程度以上の維持を実証することである。このため、高ベータプラズマを達成するためのプラズマパラメータや運転シナリオ,制御手法の検討を行うとともに、超伝導磁場コイルの要素技術の開発を始め、放射線遮蔽や真空容器等の設計検討及び試験開発を行い、その成立性を確認した。本発表は、以上の物理・工学設計と試験開発の進捗状況を詳述する。
中村 幸治; 筒井 広明*; 武井 奈帆子*; 坂本 宜照; 藤田 隆明; 杉原 正芳; 小関 隆久; 飛田 健次; 小西 哲之; 飯尾 俊二*; et al.
Europhysics Conference Abstracts, 27A, 4 Pages, 2003/00
先進運転シナリオの有力なトカマク配位である負磁気シア・プラズマの放電立上げと長時間維持のための制御モデルを構築する観点から、TSCコードに内部輸送障壁(ITB)で発生する自発電流モデルを組み込み、そのシミュレーション機能を拡張した。ITBの強さと幅はプラズマ圧力分布の関数形をあらかじめ指定し、ITB脚の位置を、常にモニターした磁気シア反転の規格化半径(
)に応じて連動させた。まず、高い割合の自発電流で駆動されたJT-60U負磁気シア・プラズマについて、その典型的な電流立上げ実験の様子をほぼ完全な実配位のシミュレーションによって再現し、ITBと自発電流の数値モデルの妥当性を検証した。高ベータ化を図るうえで、ITB規格化半径を可能な限り拡大(
0.5)させることが求められるが、負磁気シア・プラズマでは、誘導電流がプラズマ中心部へ浸透したり非誘導的な自発電流や外部駆動電流の分布に応じて電流分布が大きく変化する。このため、ITBの領域拡大に関する外部制御の方法を調べた。また、将来の核融合炉では超電導コイルの交流損失を低減する技術的な制約があるため、現在JT-60Uで行われている
0.6MA/s程度の電流立上げ速度をできる限り遅くしつつ(0.2MA/s),低領域に導くMHD的にも安定なプラズマ立上げシナリオを探った。さらに、シミュレーションによる電流や電場の詳細分布を示し、ITBの構造や磁気シア反転位置などの条件によってはプラズマ電流立上げの際、電流ホールが形成されることを示した。
栗原 研一; 川俣 陽一; 秋葉 賢一*; 三浦 友史; 赤坂 博美; 安達 宏典*; 星 芳幸*; 福田 武司; 及川 聡洋
IEEE Transactions on Nuclear Science, 47(2), p.205 - 209, 2000/04
トカマク型核融合開発は実験炉段階を迎え、既存の実験装置は一層魅力的な運転シナリオ(高性能プラズマの長時間・定常維持、プラズマ不安定性の回避、ほか)を見いだすことが期待されている。これを受けてJT-60プラズマ実時間制御システムを全面的に再構築する作業に着手しており、以下の新たな設計方針3点を採用した。すなわち、(1)電流分布等の空間2次元の時系列データを計測量をもとに再構成し、実時間制御に使用可能にする、(2)適切な制御用アクチュエータを実時間制御のフレームに組み込む、(3)さまざまな制御方法を試すことが柔軟かつ迅速にできるようにする、の3点である。これらの実現のために、大容量メモリーを搭載した超高速ボード計算機を共有メモリーネットワークで結合するという基本構成を採用した。また機能的には様々な先進的な帰還制御方法が計画されている。本発表はこれら一連の新システム開発の報告である。
臨界プラズマ研究部
JAERI-M 86-134, 909 Pages, 1986/11
核融合実験炉(FER)は、JT-60の次期装置として想定されているものであり、所定の目標を達成する様に55年度より設計が進められている。55~58年度の設計では、実験炉の概念確立に重点が置かれ、また多くの技術課題の摘出が行なわれた。59,60年度の設計では最近の電流駆動技術の進展を採り入れると共に、従来設計の工学的問題(プラズマ廻りに設置される炉心構造物の設計と、それが故障した場合の修理法)の是正を行なうため基本構想の再検討をした。この再検討に当たっては、工学技術的に次期装置として手の届く範囲にすることを再優先の目標とした。本報告書は、59,60年度のFER設計に関するものであるが、59年度設計の要約(全体はJAERI-M85-176~179として報告済み),60年度の追加作業(炉本体概念の更なる詳細化および周辺装置)および補助機器を含むプラント全体の設計について報告したものであり、2年間の設計作業の纏めである。
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
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。
林 伸彦; Jeronimo, G.*; 本多 充; 清水 勝宏; 星野 一生; 井手 俊介; Gerardo, G.*; 坂本 宜照; 鈴木 隆博; 浦野 創
no journal, ,
JT-60SAプラズマ運転シナリオの統合モデリングの進展を報告する。予測に最適なモデルを得るため、JT-60UとJETの実験データでモデルの妥当性を確認し、統合コードTOPICSとCRONOSで検証を行った。シミュレーションで運転シナリオ毎のプラズマ性能を調べ、最適なシナリオを開発している。その時、様々な物理を様々なタイプの統合モデリングで調べた。統合ダイバータコードSONICでAr入射によりダイバータ板への熱負荷を許容値以下にできた。不純物輸送コードをTOPICSに結合し、コアのAr蓄積量とその影響を調べている。その他の統合モデリングの現状についても報告する。
