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論文

Study of container using hybrid technique for sulfuric acid decomposition of thermochemical water-splitting iodine-sulfur process

井岡 郁夫; 岩月 仁; 栗木 良郎*; 川井 大輔*; 横田 博紀*; 久保 真治; 稲垣 嘉之; 坂場 成昭

Mechanical Engineering Journal (Internet), 7(3), p.19-00377_1 - 19-00377_11, 2020/06

熱化学水素製造法ISプロセスは、大規模かつ経済性の高い水素製造法の候補の一つとして研究開発が進められている。ISプロセスの硫酸を蒸発・ガス化し、熱分解する工程の腐食環境は過酷であり、その環境に耐える機器材料にはセラミックスが用いられている。本研究は、脆性材料であるセラミックスに代わり、表面改質技術を用いて耐硫酸性と延性を兼ね備えるハイブリッド材料の開発を狙いとしている。プラズマ溶射技術とレーザー溶融処理技術の組み合わせより試作したハイブリッド材料試験片は、95%沸騰硫酸中で腐食速度0.01mm/yと良好な耐食性を示した。これは、表面に形成させた高Si濃度の耐食層が硫酸環境で酸化し、接液面にSiO$$_2$$層が生成したためと考えられる。さらに、本技術による容器の製作性を確認するため、溶接部、面取り部、曲面と容器形状要素を有する容器状構造体を試作したところ、表面に形成させた耐食層に剥離等の欠陥は認められなかった。このことから、硫酸に耐食性を有し、容器形状に施工可能な表面改質手法の基本技術を確証した。

論文

Development of experimental technology for simulated fuel-assembly heating to address core-material-relocation behavior during severe accident

阿部 雄太; 山下 拓哉; 佐藤 一憲; 中桐 俊男; 石見 明洋

Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 6(2), p.021113_1 - 021113_9, 2020/04

The authors are developing an experimental technology for simulating severe accident (SA) conditions using simulate fuel material (ZrO$$_{2}$$) that would contribute, not only to Fukushima Daiichi (1F) decommissioning, but also to enhance the safety of worldwide existing and future nuclear power plants through clarification of accident progression behavior. Nontransfer (NTR) type plasma, which has been in practical use with a large torch capacity as high as 2 MW, has the potential to heat subject materials to very high temperatures without selecting the target to be heated. When simulating 1F with SA code, the target of this core-material-melting and relocation (CMMR) experiment was to confirm that NTR plasma has a sufficient heating performance realizing large temperature gradients ($$>$$ 2000 K/m) expected under 1F conditions. The authors selected NTR-type plasma-heating technology that has the advantage of continuous heating in addition to its high-temperature level. The CMMR-2 experiments were carried out in 2017 applying the improved technology (higher heating power and controlled oxygen concentration). The CMMR-2 experiment adopted a 30-min heating period, wherein the power was increased to a level where a large temperature gradient was expected at the lower part of the core under actual 1F accident conditions. Most of the control blade and channel box migrated from the original position. After heating, the simulated fuel assembly was measured by X-ray computed tomography (CT) technology and by electron probe micro-analyzer (EPMA). CT pictures and elemental mapping demonstrated its excellent performance with rather good precision. Based on these results, an excellent perspective, in terms of applicability of the NTR-type plasma-heating technology to the SA experimental study, was obtained.

論文

Development of container using plasma sprayed and laser treated material for sulfuric acid decomposition of thermochemical water-splitting iodine-sulfur process

井岡 郁夫; 栗木 良郎*; 岩月 仁; 久保 真治; 稲垣 嘉之; 坂場 成昭

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 5 Pages, 2019/05

熱化学水素製造法ISプロセスは、大規模水素製造法の候補の一つとして研究開発が進められている。ISプロセスの硫酸を蒸発・ガス化し、熱分解する工程の腐食環境は過酷であり、その環境に耐える機器材料にはセラミックスが用いられている。本研究では、脆性材料であるセラミックスを代替し得る、表面改質技術を用いて耐硫酸性と延性を兼ね備えるハイブリッド材料の開発を狙いとしている。プラズマ溶射技術とレーザー溶融処理技術の組み合わせより試作したハイブリッド材料試験片は、95%沸騰硫酸中で十分な耐食性を示した。これは、表面に形成させた高Si濃度の耐食層が硫酸環境で酸化し、接液面にSiO$$_{2}$$層が生成したためと考えられる。さらに、本技術による容器の製作性を確認するため、溶接部,面取り部,曲面の容器形状要素を有する容器状構造体を試作したところ、表面に形成させた耐食層に剥離等の欠陥は認められなかった。

論文

原子力分野における分光分析手法の紹介

日下 良二

分光研究, 67(6), p.239 - 240, 2018/12

本稿では原子力分野外の読者を対象に、日本原子力研究開発機構(JAEA)と量子科学技術研究開発機構(QST)の共同研究によって開発された分光分析手法を解説した。解説した手法は、使用済燃料に含まれる$$^{107}$$Pd同位体を、レーザー誘起光還元法と誘導プラズマ質量分析計(ICP-MS)を用いることによって定量分析することに成功した手法である。使用済燃料に含まれる放射性同位体の定量分析の重要性と、その分析の難しさや問題点を解説した上で、本手法の原理、利点、さらには、今後の応用について記述した。

論文

Observation of plasma density oscillation with doubled value of RF frequency in J-PARC RF ion source

柴田 崇統*; 神藤 勝啓; 高木 昭*; 小栗 英知; 池上 清*; 大越 清紀; 南茂 今朝雄*; 内藤 富士雄*

AIP Conference Proceedings 2011, p.020008_1 - 020008_3, 2018/09

 被引用回数:4 パーセンタイル:2.43

Balmer alpha line intensity in J-PARC Radio Frequency (RF) negative hydrogen ion source has been measured by photometry measurement. The line intensity shows several interesting time characteristics in different phases; (1) 2 MHz (RF frequency) oscillation just after plasma ignition and (2) 4 MHz (doubled RF frequency) and 2 MHz coupled oscillation in the steady-state. From the comparison between numerical analysis, it has been explained that electron acceleration in inductively coupled electromagnetic field takes place with 4 MHz frequency which results in the 4 MHz line intensity oscillation. From the understandings of the background physics, we can conclude that this fast photometry measurement is a good diagnosis tool to understand whether RF plasma is in E-mode or H-mode in general RF ion sources.

論文

Development of experimental technology for simulated fuel-assembly heating to address core-material-relocation behavior during severe accident

阿部 雄太; 山下 拓哉; 佐藤 一憲; 中桐 俊男; 石見 明洋; 永江 勇二

Proceedings of 26th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-26) (Internet), 9 Pages, 2018/07

Authors are developing an experimental technology to realize experiments simulating Severe Accident (SA) conditions using simulant fuel material (ZrO$$_{2}$$ with slight addition of MgO for stabilization) that would contribute not only to Fukushima Daiichi (1F) decommissioning but also to enhance the safety of worldwide existing and future nuclear power plants through clarification of the accident progression behavior. Based on the results of the prototype test, improvement of plasma heating technology was conducted. The Core Material Melting and Relocation (CMMR)-1/-2 experiments were carried out in 2017 with the large-scale simulated fuel assembly (1 m $$times$$ 0.3 m $$phi$$) applying the improved technology (higher heating power and controlled oxygen concentration). In these two tests, heating history was different resulting basically in similar physical responses with more pronounced material melting and relocation in the CMMR-2 experiment. The CMMR-2 experiment is selected here from the viewpoint of establishing an experimental technology. The CMMR-2 experiment adopted 30-min heating period, the power was increased up to a level so that a large temperature gradient ($$>$$ 2,000 K/m) expected at the lower part of the core in the actual 1F accident conditions. Most of the control blade and the channel box migrated from the original position. After the heating, the simulated fuel assembly was measured by the X-ray Computed Tomography (CT) technology and by Electron Probe Micro Analyzer (EPMA). CT pictures and elemental mapping demonstrated its excellent performance with rather good precision. Based on these results, an excellent perspective in terms of applicability of the non-transfer type plasma heating technology to the SA experimental study was obtained.

報告書

AWJによる模擬燃料集合体加熱試験体の切断作業

阿部 雄太; 中桐 俊男; 綿谷 聡*; 丸山 信一郎*

JAEA-Technology 2017-023, 46 Pages, 2017/10

JAEA-Technology-2017-023.pdf:8.01MB

本件は、廃炉国際共同研究センター(Collaborative Laboratories for Advanced Decommissioning Science: CLADS)燃料溶融挙動解析グループにて平成27年度に実施した「プラズマトーチによる模擬燃料集合体加熱試験(Phase II)」で用いた試験体について実施したAbrasive Water Jet (AWJ)切断作業に関する報告である。模擬燃料集合体は、外周のるつぼ及び模擬燃料にジルコニア、制御ブレード及びステンレス、そして被覆管及びャンネルボックスにジルカロイ(Zr)を利用している。したがって、プラズマトーチを用いて高温に加熱し物質移行した模擬燃料集合体に対して、材料分析を実施するためには、硬度及び靭性の異なる材料を一度に切断する必要がある。加えて、本試験体は、大型かつ、溶融物を保持するためエポキシ樹脂が充填されている。これらの影響を鑑みて、AWJ切断を選定した。以下の点を工夫することで、本試験体をAWJで切断することができた。ホウ化物の溶融部分のように1回(ワンパス)で切断できない場合は、アップカットとダウンカットを繰り返す往復運動により切断を行った。切断が困難な箇所には、Abrasive Injection Jet(従来工法AIJ)方式より切断能力が高いAbrasive Suspension Jet(ASJ)方式を用いた。本作業を通じて、プラズマトーチを用いた模擬燃料集合体加熱試験における切断方法が確立できた。なお、切断作業では、AWJの先端で切断能力を失うと送り方向と反対に噴流が逃げる際に生じる湾曲した切断面が試験体中央部で確認できた。その結果を元に、切断面の荒さや切断時間の短縮のための課題の抽出を行った。

論文

AWJによる燃料集合体溶融模擬材の切断実証および評価

丸山 信一郎*; 綿谷 聡*

三井住友建設技術研究開発報告, (15), p.107 - 112, 2017/10

福島第一原子力発電所(以下、1Fと称す)の廃止措置において、安全で確実な燃料デブリの取出しを行うためには、燃料デブリの形態や特性を推定することが不可欠となる。その推定のため、事故時の燃料集合体の溶融移行挙動調査が行われている。調査にあたり、燃料集合体溶融模擬材の切断が必要となり、切断にはジルコニウム合金とステンレスの溶融混合材料やセラミックの切断実績のあるアブレイシブウォータージェット(以下、AWJと称す)工法を適用することとした。結果、燃料集合体溶融模擬材を切断でき、切断可能な条件のデータを取得できた。今後、そのデータは、燃料デブリの取出しの検討に役立てることができる。

論文

High density plasma calculation of J-PARC RF negative ion source

柴田 崇統*; 浅野 博之; 池上 清*; 内藤 富士雄*; 南茂 今朝雄*; 小栗 英知; 大越 清紀; 神藤 勝啓; 高木 昭*; 上野 彰

AIP Conference Proceedings 1869, p.030017_1 - 030017_11, 2017/08

 被引用回数:4 パーセンタイル:5.35

J-PARCでは2014年9月より、セシウム(Cs)添加型・マルチカスプ・高周波放電型(RF)負水素(H$$^{-}$$)イオン源の利用運転が開始され、電流値45mA、繰返し1.25%(0.5ms, 25Hz)のH-ビームを1000時間連続で引き出すことに成功している。本研究では、J-PARCイオン源内のRFプラズマに対する数値計算モデルを構築することで、プラズマの点火過程と定常状態におけるH$$^{-}$$生成・輸送に関わる物理過程を解明する。シミュレーションモデルでは、(1)荷電粒子(電子,水素陽イオン, Csイオン)、(2)イオン源内に形成される誘導性・容量性電磁場の時間変化、および(3)荷電粒子と水素原子・分子間の衝突過程を同時に計算する。また、同モデルを高エネルギー加速器研究機構並列計算機システムA(32ノード・256GBメモリ)に適用することで、10$$^{18}$$m$$^{-3}$$以上の高密度となるRFプラズマの挙動を十分な統計性を以て計算することが可能である。発表では、RFプラズマの成長過程に重要なプラズマパラメータを、プラズマ温度・密度、および電磁場分布の時間発展とともに示す。

論文

Development of non-transfer type plasma heating technology to address CMR behavior during severe accident with BWR design conditions

阿部 雄太; 佐藤 一憲; 中桐 俊男; 石見 明洋; 永江 勇二

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 7 Pages, 2017/04

Authors are developing an experimental technology to realize experiments simulating severe accident conditions that would contribute not only to Fukushima Daiichi (1F) decommissioning but also to enhance safety of worldwide existing and future nuclear power plants through clarification of the accident progression behavior. In the first part of this program, called Phase I hereafter, a series of small-scale experiments (10 cm $$times$$ 10 cm $$times$$ 25 cmh) were performed in March 2015 and it was demonstrated that non-transfer (NTR) type plasma heating is capable of successfully melting the high melting-point ceramics. In order to confirm applicability of this heating technology to larger scale test specimens to address the experimental needs, authors performed a second series plasma heating tests in 2016, called Phase II hereafter, using a simulated fuel assembly with a larger size (100 cm $$times$$ 30 cm phi). In the phase II part of the program, the power was increased up to a level so that a large temperature gradient (2,000 K/m - 4,000 K/m) expected at the lower part of the core in the actual 1F accident conditions. After the heating, these test pieces were measured by the X-ray Computed Tomography (CT) technology. CT pictures demonstrated its excellent performance with rather good precision. Based on these results, basic applicability of the NTR plasma heating for the SA experimental study was confirmed. With the Phase II-type 100 cm-high test geometry, core material relocation (CMR) behavior within the active core region and its access to the core support structure region would be addressed. JAEA is also preparing for the next step large-scale tests using up to four simulated fuel assemblies covering the lower part of the active fuel and fully simulating the upper part of the lower core support structures addressing CMR behavior including core material relocation into the lower plenum.

論文

Measurement of the relative yields of $$psi(2S)$$ to $$psi(1S)$$ mesons produced at forward and backward rapidity in $$p+p$$, $$p+$$Al, $$p+$$Au, and $$^3$$He+Au collisions at $$sqrt{s_{NN}}=200$$ GeV

Adare, A.*; 長谷川 勝一; 今井 憲一; 佐甲 博之; 佐藤 進; 谷田 聖; PHENIX Collaboration*; 他361名*

Physical Review C, 95(3), p.034904_1 - 034904_10, 2017/03

AA2017-0047.pdf:0.58MB

 被引用回数:10 パーセンタイル:19.68(Physics, Nuclear)

The PHENIX Collaboration has measured the ratio of the yields of $$psi(2S)$$ to $$psi(1S)$$ mesons produced in $$p+p$$, $$p+$$Al, $$p+$$Au, and $$^3$$He+Au collisions at $$sqrt{s_{NN}}=200$$ GeV over the forward and backward rapidity intervals $$1.2 < |y| < 2.2$$. We find that the ratio in $$p+p$$ collisions is consistent with measurements at other collision energies. In collisions with nuclei, we find that in the forward ($$p$$-going or $$^3$$He-going) direction, the relative yield of $$psi(2S)$$ mesons to $$psi(1S)$$ mesons is consistent with the value measured in $$p+p$$ collisions. However, in the backward (nucleus-going) direction, the $$psi(2S)$$ meson is preferentially suppressed by a factor of $$sim 2$$. This suppression is attributed in some models to the breakup of the weakly bound $$psi(2S)$$ meson through final-state interactions with comoving particles, which have a higher density in the nucleus-going direction. These breakup effects may compete with color screening in a deconfined quark-gluon plasma to produce sequential suppression of excited quarkonia states.

論文

Measurement of long-range angular correlations and azimuthal anisotropies in high-multiplicity $$p$$ + Au collisions at $$sqrt{s_{NN}}=200$$ GeV

Aidala, C.*; 長谷川 勝一; 今井 憲一; 佐甲 博之; 佐藤 進; 谷田 聖; PHENIX Collaboration*; 他304名*

Physical Review C, 95(3), p.034910_1 - 034910_10, 2017/03

AA2017-0048.pdf:0.55MB

 被引用回数:28 パーセンタイル:3.1(Physics, Nuclear)

We present measurements of long-range angular correlations and the transverse momentum dependence of elliptic flow $$v_2$$ in high-multiplicity $$p$$ + Au collisions at $$sqrt{s_{NN}}=200$$ GeV. A comparison of these results to previous measurements in high-multiplicity $$d$$ + Au and $$^3$$He + Au collisions demonstrates a relation between $$v_2$$ and the initial collision eccentricity $$epsilon_2$$, suggesting that the observed momentum-space azimuthal anisotropies in these small systems have a collective origin and reflect the initial geometry. Good agreement is observed between the measured $$v_2$$ and hydrodynamic calculations for all systems, and an argument disfavoring theoretical explanations based on initial momentum-space domain correlations is presented. The set of measurements presented here allows us to leverage the distinct intrinsic geometry of each of these systems to distinguish between different theoretical descriptions of the long-range correlations observed in small collision systems.

論文

Suppression of radiation-induced point defects by rhenium and osmium interstitials in tungsten

鈴土 知明; 長谷川 晃*

Scientific Reports (Internet), 6, p.36738_1 - 36738_6, 2016/11

 被引用回数:14 パーセンタイル:38.46(Multidisciplinary Sciences)

照射耐性が強い材料を開発することは原子力材料への応用にとって重要であり、そのため照射欠陥の発達モデルを構築することが望まれている。我々は第一原理計算とキネティックモンテカルロ法を応用して、ある種の溶質元素をタングステンに添加することにより格子間原子の移動次元を変化させて照射効果を軽減するメカニズムを示すことに成功した。自己格子間原子が1次元運動するすべての体心立法格子の金属にこのメカニズムをあてはめることができるため、ここで得られた結果は原子力材料に使われる照射耐性の合金を計算科学によって探索するための一つのガイドラインとなりうる。

報告書

東京電力福島第一原子力発電所の炉内構造物解体を想定したプラズマ切断技術による適用性試験

手塚 将志; 中村 保之; 岩井 紘基; 佐野 一哉

JAEA-Technology 2015-047, 114 Pages, 2016/03

JAEA-Technology-2015-047.pdf:46.17MB

東京電力福島第一原子力発電所は、炉心溶融に伴い炉内構造物は原形を留めておらず、溶融燃料と混在し複雑狭隘な状態にあると想定される。このため「ふげん」では溶融再凝固した炉内構造物の取出しに向けて、2012年度から3カ年で、プラズマアーク切断技術を用いた切断試験を進めてきており、炉内構造物等の取出しに有効な工法であることを確認した。具体的には、原子炉構造材を模擬した試験体を用いた要素試験を実施し、対象物に応じて切断条件の最適化を図ることにより、溶断ドロス発生の抑制が可能であることを確認した。また、格納容器下部等に堆積していると想定される厚みが不明な燃料デブリに対し、対象を事前に加熱することで切断能力の向上を図る手法を構築した。さらに、プラズマアークで切断不可能なセラミック等の非導電材も切断可能なプラズマジェットと組み合わせた連携切断手法により、燃料デブリと溶融金属の混合材(模擬試験体)でも切断が可能であることを確認した。これらの成果から、プラズマ切断技術は、種々の条件に応じた最適な切断条件を設定することにより、燃料デブリ及び炉内溶融金属の取出し作業へ適用できる見通しを得た。

報告書

「ふげん」原子炉解体切断工法の選定

中村 保之; 岩井 紘基; 水井 宏之; 佐野 一哉

JAEA-Technology 2015-045, 137 Pages, 2016/03

JAEA-Technology-2015-045.pdf:27.77MB

「ふげん」原子炉本体のうち圧力管、カランドリア管、炉心タンク等から構成される炉心領域は、約25年間の運転により放射能レベルが比較的高いこと、圧力管とカランドリア管をそれぞれ224本内蔵する二重管で構成される複雑で狭隘な構造であり、遮へい領域は、原子炉上下部及び側部は厚板部材からなる積層構造となっている。また、これらは、炭素鋼, ステンレス鋼, ジルコニウム合金, アルミニウム, コンクリート等の多種材料から構成されている。特に炉心領域の解体は、構造材が放射化していることや酸化しやすいジルコニウム合金を使用していることにも留意して、切断時の放射性粉じん等による被ばく低減及び発火防止対策の観点から、水中にて遠隔で解体する計画としている。以上のことを考慮し、コストに大きく影響を与える解体工期の短縮及び二次廃棄物発生量の低減、水中での適用性に加え、「ふげん」の炉心領域に特徴的な狭隘部にも適用可能な切断工法の選定を行った。

論文

Modeling of initial interaction between the laser pulse and Sn droplet target and pre-plasma formation for the LPP EUV source

佐々木 明; 西原 功修*; 砂原 淳*; 西川 亘*

Proceedings of SPIE, Vol.9776, p.97762C_1 - 97762C_6, 2016/03

 被引用回数:1 パーセンタイル:38.03

レーザープラズマ(LPP)極端紫外(EUV)光源の性能向上のために、プリパルス照射による微粒子の生成とその時間発展を扱う流体シミュレーションモデルの研究を行っている。初期に液体のSnターゲットがレーザーで加熱され、溶融、蒸発する過程について、気泡やクラスタの挙動を扱うため、メッシュ再配置のアルゴリズムおよび相転移モデルについての研究開発を行い、それをEUV光源ターゲットのダイナミクスの解析に応用した結果を報告する。

論文

Modification of vacuum plasma sprayed tungsten coating on reduced activation ferritic/martensitic steels by friction stir processing

谷川 博康; 小沢 和巳; 森貞 好昭*; Noh, S.*; 藤井 英俊*

Fusion Engineering and Design, 98-99, p.2080 - 2084, 2015/10

 被引用回数:7 パーセンタイル:33.59(Nuclear Science & Technology)

核融合炉内機器のプラズマ対向壁材料として有力視されているタングステン(W)皮膜形成法として真空プラズマ溶射(VPS)法が現実的手法として期待されている。しかし、VPS-Wでは空孔率が高いことから、バルクWに比べて熱伝導率が著しく引く、強度も低くなる、といった課題を示している。そこで本研究では、VPS-W皮膜の摩擦撹拌処理(FSP)による強化を試みた。その結果、FSP処理により空孔率が低く、バルクW並の強度と熱伝導率を有する細粒Wに強化することに成功した。

論文

Temporal behavior of unresolved transition array emission in water window soft X-ray spectral region from multiply charged ions

Dinh, T.-H.*; 鈴木 悠平*; 荒居 剛己*; Li, B.*; Dunne, P.*; O'Sullivan, G.*; 藤岡 慎介*; 長谷川 登; 河内 哲哉; 錦野 将元; et al.

Applied Physics Letters, 107(12), p.121101_1 - 121101_5, 2015/09

 被引用回数:4 パーセンタイル:74.22(Physics, Applied)

We have characterized the spectral structure and the temporal history of the laser-produced high-Z multi-charged ion plasmas for the efficient water window soft X-ray sources. Strong unresolved transition array (UTA) emission was observed due to 4d-4f and 4f-5g transitions from Au, Pb, and Bi plasmas in the 280-700 eV photon energy region. The temporal behavior of the emission was essentially similar of that of the laser pulse with a slight delay between different transitions. These results provide feedback for accurate modeling of the atomic processes with the radiative hydrodynamic simulations.

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

SOL-divertor plasma simulations introducing anisotropic temperature with virtual divertor model

東郷 訓*; 滝塚 知典*; 中村 誠; 星野 一生; 小川 雄一*

Journal of Nuclear Materials, 463, p.502 - 505, 2015/08

 被引用回数:8 パーセンタイル:28.72(Materials Science, Multidisciplinary)

仮想ダイバータモデルと非等方イオン温度を導入した1D SOL-ダイバータプラズマシミュレーションコードを開発した。非等方イオン温度を導入することにより、運動量輸送方程式の2階微分イオン粘性項を排除できた。その結果として、ダイバータ板での境界条件は不要となった。ダイバータとシースを模擬するために、仮想ダイバータモデルを導入した。これは粒子、運動量、エネルギーについての人為的なシンク項として記述する。仮想ダイバータモデルの導入により、数値計算上取り扱いが容易な周期境界条件の適用が可能になった。このモデルを用いて、ボーム条件を満足するようなSOL-ダイバータプラズマをシミュレートすることができた。イオン温度の非等方性の規格化平均自由行程への依存性、Braginskii形式のイオン粘性の妥当性についても調べた。

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