検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 763 件中 1件目~20件目を表示

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

論文

Progress of JT-60SA Project; EU-JA joint efforts for assembly and fabrication of superconducting tokamak facilities and its research planning

白井 浩; Barabaschi, P.*; 鎌田 裕; JT-60SAチーム

Fusion Engineering and Design, 109-111(Part B), p.1701 - 1708, 2016/11

 被引用回数:17 パーセンタイル:5.18(Nuclear Science & Technology)

2019年の初プラズマを目指してJT-60SAプロジェクトが着実に進展している。JT-60SAは、最大電流が5.5MAで臨界プラズマ条件の下長パルス運転を行うよう設計されている超伝導トカマクである。日欧で分担するJT-60SA機器の設計及び製作は2007年に開始した。本体室での組立は2013年1月に開始し、真空容器セクターの溶接作業が現在クライオスタットベース上で行われている。TFコイル、PFコイル、電源、冷凍器システム、クライオスタット胴部、熱遮蔽等のその他の機器は据付、組立、調整運転のため那珂サイトに搬入されたかもしくは搬入される予定である。本論文ではトカマク機器及び付属システムの製作、据付、組立の技術的な進捗、並びに日欧の核融合コミュニティーが共同で策定するJT-60SA研究計画の進展について述べる。

論文

Frontier in fusion research, 2; Introduction to modern tokamak physics

菊池 満; 安積 正史*

Frontiers in Fusion Research, 2; Introduction to Modern Tokamak Physics, 402 Pages, 2015/09

本書は、レビューオブモダンフィジックスに2012年に刊行した論文を基礎として現代トカマクプラズマ物理学を記述した大学院生及び研究者向けの教科書である。

論文

On the spatial structure of solitary radial electric field at the plasma edge in toroidal confinement devices

伊藤 公孝*; 伊藤 早苗*; 神谷 健作; 糟谷 直宏*

Plasma Physics and Controlled Fusion, 57(7), p.075008_1 - 075008_7, 2015/07

 被引用回数:18 パーセンタイル:19.46(Physics, Fluids & Plasmas)

分岐理論モデルに基づく孤立径電場構造に関して、トカマク及びヘリカル系プラズマの両者のプラズマ及び幾何学パラメータ依存性を理論的に調べた。その結果、理論的に予想される径電場のオーダーはトカマクのHモードプラズマにおける実験値と良い一致が得られた。一方ヘリカルでは、リップル損失輸送によって径電場のピーク値は低減する一方、その幅は大きく影響を受けないことが分かった。本論文では、Hモードペデスタル部の到達可能な圧力勾配限界値についても論じている。

論文

Perspective of negative triangularity tokamak as fusion energy system

菊池 満; Medvedev, S.*; 滝塚 知典*; Fasoli, A.*; Wu, Y.*; Diamond, P. H.*; Duan, X.*; 岸本 泰明*; 花田 和明*; 他41名*

Europhysics Conference Abstracts (Internet), 39E, p.P4.179_1 - P4.179_4, 2015/06

核融合炉における熱粒子制御は挑戦的課題である。定常的な熱負荷とエルムによる過渡的熱負荷を緩和する新しい方策として負三角度トカマクを評価している。これまで、負三角度は磁気丘であるにもかかわらず、ダブルヌルでは炉に使えるレベルの規格化ベータ値3以上が安定であることを見いだしている。本論文では、シングルヌル平衡配位とその理想電磁流体安定性を報告する。

論文

逃走電子のカオス

松山 顕之

プラズマ・核融合学会誌, 91(3), p.204 - 208, 2015/03

ディスラプション時の逃走電子発生機構の解明と緩和手法の開発がITERに向けた喫緊の研究開発課題となっている。逃走電子発生の緩和および回避にとって重要となる輸送・再分配過程には巨視的および微視的磁場揺動が支配的な役割を果たすと考えられており、現象の解析に3次元軌道追跡シミュレーションが用いられる。ここでは、逃走電子発生現象の物理モデリングの基本的な考え方を紹介したのち、軌道解析に関する問題の切り口の一つとして、巨視的な摂動磁場の存在下における磁気面とドリフト面の相対関係を議論する。

論文

Fokker-Planck simulation of runaway electron generation in tokamak disruptions

奴賀 秀男; 松山 顕之; 矢木 雅敏; 福山 淳*

Plasma and Fusion Research (Internet), 10, p.1203006_1 - 1203006_2, 2015/01

The runaway electron generation during tokamak disruptions is investigated by kinetic simulations. Three dimensional Fokker-Planck simulations (2D in momentum space and 1D in radial direction) are carried out with various values of $$tau_q$$ and the results are compared with the previous simulation results that use runaway generation rate derived by Conner and Hastie. From the simulation results, It is pointed out that the importance of the hot-tail effect for the description of the runaway electron generation mechanism with fast thermal quench.

論文

Magnetic island evolution in rotating plasmas

石井 康友; 安積 正史*; Smolyakov, A. I.*

Journal of Plasma Physics, 72(6), p.1243 - 1248, 2006/12

 被引用回数:1 パーセンタイル:96.12(Physics, Fluids & Plasmas)

本研究では、トカマクプラズマの性能劣化を引き起こす磁気島形成の機構を、プラズマ中の流れを考慮して、数値シミュレーションにより調べた。トカマクプラズマでは磁気島形成を引き起こすティアリング不安定性に対して、独立状態では安定と考えられる磁気面において磁気島が形成される現象が観測されている。このような安定な磁気面での磁気島形成は、外部摂動に起因すると考えられているが、その詳細過程は未解明である。これまでの理論的予測では、プラズマ流が存在すると、磁気島を形成するための外部摂動の臨界値が存在し、その臨界値が抵抗値及び粘性値に依存すると考えられていた。本研究では数値シミュレーションにより、現実のトカマク放電のパラメータ領域近傍では、この臨界値が抵抗値には依存するが、粘性値にはほぼ依存しないことを明らかにした。また、流れのあるプラズマ中でのこのような磁気島の成長には、散逸依存領域と散逸非依存領域が存在することを見いだした。

論文

Statistical characteristics of turbulent plasmas dominated by zonal flows

松本 太郎; 岸本 泰明; 宮戸 直亮; Li, J.*

Journal of Plasma Physics, 72(6), p.1183 - 1187, 2006/12

 被引用回数:6 パーセンタイル:76.31(Physics, Fluids & Plasmas)

磁場閉じ込めプラズマでは、さまざまな時定数及び特徴的長さを持つ乱流揺動と、それによって二次的に生成される帯状流とが、相互作用しつつ輸送過程に影響を及ぼす。このような時空間スケールが異なる揺らぎが混在している系における輸送の解析には、シミュレーションによる再現とともに、それらの揺らぎの特性をさまざまな側面から同定し、特徴付けることが重要である。本研究では、ジャイロ流体モデルを用いた電子温度勾配(ETG)モード乱流の3次元スラブ配位シミュレーションを行い、異なる磁場及び温度勾配の条件の下で、帯状流の形成や間歇的な熱流束等の輸送特性と、揺動から得られる相関次元,確率密度関数(PDF)等の統計量との関係を明らかにした。また、電場と圧力揺動とのクロススペクトル解析から、帯状流による乱流輸送の低減が、異なる二つの素過程に起因することを明らかにした。

論文

Review of recent steady-state advanced tokamak research and its further pursuit by reduction of TF ripple on JT-60U

篠原 孝司; JT-60チーム

Journal of the Korean Physical Society, 49, p.S56 - S62, 2006/12

JT-60の最新の研究成果として、高ベータ放電(規格化ベータ2.3)を長時間(電流緩和時間の約13倍)維持したこと,長時間放電に伴う粒子の壁飽和の観測などについて報告する。また、現在設置が進行中であり、最新のプロジェクトであるフェライト鋼設置によるトロイダル磁場リップル低減について、その位置づけ・効能,設計検討について発表する。その際、このプロジェクトに影響を与えたJFT-2Mにおけるフェライト鋼設置に関する先駆的成果についても報告する。

論文

Status and prospect of JT-60 plasma control and diagnostic data processing systems for advanced operation scenarios

栗原 研一; 米川 出; 川俣 陽一; 末岡 通治; 細山 博己*; 坂田 信也; 大島 貴幸; 佐藤 稔; 清野 公広; 小関 隆久

Fusion Engineering and Design, 81(15-17), p.1729 - 1734, 2006/07

 被引用回数:13 パーセンタイル:29.85(Nuclear Science & Technology)

トカマク型磁気核融合研究は、国際熱核融合実験炉ITERの国際共同建設へと一歩前に進もうとしている中、JT-60を含む既存のトカマク型実験装置は、ITERや将来の核融合発電炉に向け、さらなる先進的運転シナリオの探求を行うことが期待されている。このような状況の中、以下に示す実験上の課題がJT-60において十分検討あるいは克服されなければならないことがわかる。すなわち、高性能のプラズマを定常に維持する方法やほぼ完全にプラズマの不安定性を回避する方法を明確にするという課題である。これを動機としてJT-60では、プラズマ実時間制御及び計測データ収集系のソフトウエアからハードウエアに渡る大規模改造を実施してきた。特に、先進的運転シナリオの探求に不可欠な開発が実施され、一部は既に完成している。これらの開発では、高速ボード計算機を大容量のリフレクティブメモリーを用いたネットワークに接続するという方式を採用した。以上の制御・計測データ収集系開発の結果報告に加えて、これまで20年間に及ぶJT-60を用いたトカマクプラズマ実験運転の経験を踏まえて、核融合発電炉を視野に入れた将来のプラズマ制御・計測データ収集システム構想を試みる。

論文

Stress analyses of the support structure and winding pack of the superconducting TF coil in National Centralized Tokamak

土屋 勝彦; 木津 要; 高橋 弘行*; 安藤 俊就*; 松川 誠; 玉井 広史

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 16(2), p.922 - 925, 2006/06

 被引用回数:1 パーセンタイル:87.36(Engineering, Electrical & Electronic)

トカマク国内重点化装置における超伝導トロイダル磁場(TF)コイルの支持構造の最適化を進めている。プラズマ運転シナリオ上、最大の電磁力が加わると考えられる条件での応力や変位を、有限要素法解析により評価した。この評価に基づき、最も変位の低減に有効なコイルケースやシアパネルの配置を検討した結果、アウトボード側斜め下部において、コイルケースやシアパネル構造の増強を行えば、最も効率的に変位を抑えられることを見いだした。また、ボルトやキーの配置及び本数を調整して支持構造の簡素化を図り、構造物の応力/変位が設計基準を満たしていることを確認した。さらに、これまで未評価であった超伝導導体によって構成される巻線部に生じる歪みや、インボード部で巻線が受ける横圧縮力について、最大の電磁力荷重条件において評価した。その結果、導体長手方向の歪みは、熱処理時にコンジットから受ける歪みを緩和する伸び方向が顕著であり、導体の臨界電流劣化に寄与しないことがわかった。また、横圧縮力については、最大経験磁場の箇所で、ニオブアルミ素線の臨界電流値の劣化が始まると報告されている60MPa以下であった。このことから、現設計の支持構造は想定している導体性能に悪影響を及ぼさないことが確認できた。

論文

Poloidal field coil configuration and plasma shaping capability in NCT

松川 誠; 玉井 広史; 藤田 隆明; 木津 要; 櫻井 真治; 土屋 勝彦; 栗田 源一; 森岡 篤彦; 安藤 俊就; 三浦 友史

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 16(2), p.914 - 917, 2006/06

 被引用回数:4 パーセンタイル:69.07(Engineering, Electrical & Electronic)

本論文は、ITERと同様に発電実証炉への貢献を目指すトカマク国内重点化装置(NCT)のポロイダル磁場(PF)コイルの配置設計についてまとめたものである。核融合炉の電力売価は、建設費と核融合出力で決まり、核融合出力はプラズマの規格化ベータ値の約2乗に比例して増大する。このため、高ベータプラズマの実現が経済的な核融合実現の鍵であり、具体的には、理想MHD限界に近い高規格化ベータ値の達成が求められている。プラズマの断面形状パラメータS(=q95*Ip/a*Bt)は、限界ベータ値と相関があると考えられており、核融合炉の設計までに、これらの最適値を検証する必要がある。このため、NCTではアスペクト比やプラズマ断面形状制御性能でITERよりも広い運転領域をカバーすることを目標にしてPFコイルの配置設計を行った。結果的には、アスペクト比が2.6から3.4の領域を、プラズマの形状パラメータSはダブルヌル配位で最大7程度、シングルヌル配位で最大6程度を得ることができた。さらに小断面PFコイルを追加することでプラズマの四角度の制御性が改善できることも明らかにした。

論文

Overview of the national centralized tokamak programme

菊池 満; 玉井 広史; 松川 誠; 藤田 隆明; 高瀬 雄一*; 櫻井 真治; 木津 要; 土屋 勝彦; 栗田 源一; 森岡 篤彦; et al.

Nuclear Fusion, 46(3), p.S29 - S38, 2006/03

 被引用回数:13 パーセンタイル:54.28(Physics, Fluids & Plasmas)

トカマク国内重点化装置(NCT)計画は、大学における成果を取り込みつつJT-60Uに引き続き先進トカマクを進めるための国内計画である。NCTのミッションは発電実証プラントに向けて高ベータ定常運転を実現するとともに、ITERへの貢献を図ることである。高ベータ定常運転を実現するために、装置のアスペクト比,形状制御性,抵抗性壁モードの帰還制御性,電流分布と圧力分布の制御性の機動性と自由度を追求した。

論文

Engineering design and control scenario for steady-state high-beta operation in national centralized tokamak

土屋 勝彦; 秋場 真人; 疇地 宏*; 藤井 常幸; 藤田 隆明; 藤原 正巳*; 濱松 清隆; 橋爪 秀利*; 林 伸彦; 堀池 寛*; et al.

Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1599 - 1605, 2006/02

 被引用回数:1 パーセンタイル:89.16(Nuclear Science & Technology)

JT-60定常高ベータ装置(トカマク国内重点化装置)は、経済的な核融合炉の実現を目指した定常高ベータプラズマ運転の実証が重要なミッションの一つである。現在、プラズマ形状及びアスペクト比について広いパラメータ領域で研究を行えるように、装置の物理的・技術的設計検討を進めている。本装置の目標とする高ベータプラズマは、自由境界MHD安定性限界を超えた領域にあるため、電子サイクロトロン加熱による新古典テアリングモードの抑制に加えて、安定化板及び容器内コイルを用いた壁不安定性モードの抑制など、さまざまなMHD不安定性の制御手法を駆使する必要がある。それらを踏まえて、今回は、高ベータと臨界条件クラスのプラズマを同時に達成できるプラズマパラメータの解析評価、及び自由境界MHD安定性限界を超えた高ベータプラズマの非誘導電流駆動制御シナリオの検討結果について報告する。また、広いパラメータ領域で定常高ベータプラズマ運転を実現させるための装置設計の現状に関して、超伝導コイル及び放射線遮へい材を中心に報告する。

論文

Characterization of JT-60U exhaust gas during experimental operation

磯部 兼嗣; 中村 博文; 神永 敦嗣; 都筑 和泰; 東島 智; 西 正孝; 小林 靖典*; 小西 哲之*

Fusion Engineering and Design, 81(1-7), p.827 - 832, 2006/02

 被引用回数:10 パーセンタイル:42.56(Nuclear Science & Technology)

トカマク試験装置の排ガス組成を知ることは、今後の核融合装置の燃料循環処理系の最適化設計を検討していくうえで非常に重要である。今回、2003年から2004年にかけて実施されたJT-60U試験運転時の排ガス組成を測定し、プラズマ放電内容との相関を調査した。排ガス中における水素同位体の濃度は、放電ごとにピーク値を持ち、高性能プラズマや長時間運転で高い値を示す傾向が見られた。一方、ヘリウムや炭化水素などの不純物成分は、ディスラプション時やグロー放電,テイラー放電といった壁調整放電時に高い濃度で検出された。また、通常のプラズマ放電においても、水素同位体と同様に高性能プラズマや長時間運転で高い濃度を示す傾向が見られ、最大で8%の炭化水素濃度が測定された。

論文

Preparation of ITER construction and operation

下村 安夫

Fusion Engineering and Design, 81(1-7), p.3 - 11, 2006/02

 被引用回数:4 パーセンタイル:66.5(Nuclear Science & Technology)

(国際核融合実験炉)計画の目的は核燃焼プラズマの研究を行い、500MWの核融合出力を長時間持続し、発電炉の鍵となる技術を実証することである。政府高官による建設地及び費用分担の交渉が2003年12月より本格的に開始された。EUはカダラッシ(仏)、日本は六ヶ所村(青森)への建設地誘致を主張し、お互いに譲らずこう着状態が続いている。EUまたは日本が非誘致極になった場合には分担費用は少なく、得る利益は多大である。建設地と機構長の早急な決定が強く望まれる。それらが決定すれば、直ちに、ITER国際研究機構をスムーズの立ち上げ,製作や建設に長期間を要するコイル,真空容器,建設などの発注手続きが開始できるように、また建設期のリスク管理が妥当に行えるようITER国際チームは各極内のチームと協力して準備を進めている。ITERの運転を効率よく行うためには、信頼性の高い種々のプラズマ計測系,プラズマの加熱,電流駆動系,遠隔保守機能,ブランケット試験体等の準備が不可欠である。

論文

JFT-2M program

草間 義紀; 山本 正弘; JFT-2Mグループ

Fusion Science and Technology, 49(2), p.89 - 95, 2006/02

 被引用回数:8 パーセンタイル:46.33(Nuclear Science & Technology)

JFT-2Mトカマクにおける実験研究は、1983年4月27日のファーストプラズマに始まり、2004年3月に終了した。21年間の実験において、核融合エネルギー及びプラズマ物理の研究を主導する多くの優れた研究成果を挙げた。JFT-2Mでの全研究を網羅する特集号の最初の論文として、この論文はJFT-2M計画を概観する。

論文

Ripple reduction with ferritic insert in JFT-2M

篠原 孝司; 佐藤 正泰; 川島 寿人; 都筑 和泰; 鈴木 貞明; 浦田 一宏*; 伊世井 宣明; 谷 孝志; 菊池 一夫; 柴田 孝俊; et al.

Fusion Science and Technology, 49(2), p.187 - 196, 2006/02

 被引用回数:7 パーセンタイル:50.82(Nuclear Science & Technology)

JFT-2Mではフェライト鋼の挿入によりトロイダル磁場のリップルを低減した。二種の低減法が試された。最初の場合では、フェライト鋼はトロイダルコイルと真空容器に挟まれる空間に設置された。二つ目の場合ではフェライトは真空容器の内面をほぼ全面覆うように設置された。いずれの場合もリップルの低減に成功し、高速イオンの熱負荷の低減を確認した。また、フェライト鋼によって発生する複雑磁場に対応したOFMCコードも作成した。ここではJFT-2Mのフェライト鋼挿入によるリップル低減についてレビューする。

論文

放電を利用した水素同位体の除去

中村 博文; 東島 智

真空, 49(2), p.62 - 68, 2006/02

核融合装置における各種放電方法を利用した真空容器からのトリチウム除去に関する経験について解説する。重水素-トリチウム放電の実施経験があるJET(EU)及びTFTR(米)における放電を用いた真空容器からのトリチウム除去経験では、JETでは、トカマク放電や放電洗浄によるトリチウム除去はトリチウム除去に余り大きな効果はなく、TFTRでは、酸素を用いた放電洗浄(He/O-GDC)が有効であるとの結果が得られている。これらの結果をもとにITERでの真空容器内トリチウム除去法として、He/O-GDCが採用されることになった。一方、我が国のJT-60Uに関しては、重水素トカマク放電により発生し、真空容器内に残留しているトリチウムの除去試験の結果を紹介する。JT-60U重水素置換運転の一環として実施したグロー放電,高周波放電及びテイラー放電による重水素,ヘリウム及びアルゴンを作動ガスとしたトリチウム除去実験の結果及び通常のトカマク放電中におけるトリチウム排出量,排出率を測定した結果、放電洗浄によるトリチウム除去では水素を用いた放電が有効であり、その中で水素-グロー放電が最も除去効率が高いこと、また、水素-高周波放電も放電の最適化が進めばトリチウム除去に有望であるとの結論を得た。

論文

Comparison of transient electron heat transport in LHD helical and JT-60U tokamak plasmas

稲垣 滋*; 竹永 秀信; 居田 克巳*; 諫山 明彦; 田村 直樹*; 滝塚 知典; 下妻 隆*; 鎌田 裕; 久保 伸*; 三浦 幸俊; et al.

Nuclear Fusion, 46(1), p.133 - 141, 2006/01

 被引用回数:51 パーセンタイル:12.51(Physics, Fluids & Plasmas)

JT-60UとLHDの内部輸送障壁有り、及び無しプラズマでの過渡輸送特性を調べた。非線形熱輸送モデルを用いて、電子系の熱拡散係数$$chi_{e}$$の電子温度T$$_{e}$$、及び電子温度勾配$$nabla$$T$$_{e}$$依存性を明らかにした。内部輸送障壁無しプラズマでは、LHDでは$$chi_{e}$$はT$$_{e}$$におもに依存するのに対して、JT-60Uでは$$chi_{e}$$はT$$_{e}$$$$nabla$$T$$_{e}$$の両方に依存した。また、LHDでは周辺にコールドパルスを与えた場合に中心の温度が上昇する現象が観測された。JT-60Uでは、周辺部に与えられたコールドパルスに対して、パワーバランスから求めた$$chi_{e}$$では説明できない非常に速い伝搬を観測した。これらは、熱輸送の非局所性を示していると思われる。ITB有りプラズマでは、LHD, JT-60UともにITB領域でコールドパルスによる温度減少が大きくなることを観測するとともに、$$chi_{e}$$のT$$_{e}$$に対する負の依存性を明らかにした。

763 件中 1件目~20件目を表示