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論文

Compatibility of advanced tokamak plasma with high density and high radiation loss operation in JT-60U

竹永 秀信; 朝倉 伸幸; 久保 博孝; 東島 智; 木島 滋; 仲野 友英; 大山 直幸; Porter, G. D.*; Rognlien, T. D.*; Rensink, M. E.*; et al.

Nuclear Fusion, 45(12), p.1618 - 1627, 2005/12

 被引用回数:18 パーセンタイル:44.66(Physics, Fluids & Plasmas)

JT-60Uの内部輸送障壁を有する先進トカマクプラズマの運転領域を、高閉じ込め及び高放射損失割合を達成しつつグリーンワルド密度(n$$_{GW}$$)を超える領域まで拡大した。負磁気シアプラズマでは、$$bar{n}_{e}$$/n$$_{GW}$$=1.1においてHモードからの閉じ込め改善度HH$$_{y2}$$=1.3を得た。この時、周辺ペデスタル密度はグリーンワルド密度の半分程度と低いにもかかわらず、強い密度内部輸送障壁を形成することにより高い平均密度を得ている。同放電では、金属不純物の蓄積が観測されており、主プラズマからの放射損失が加熱パワーの65%に達しているが、閉じ込めの劣化は観測されない。また、ダイバータでの放射損失を増大するために、ネオンを入射した放電では、$$bar{n}_{e}$$/n$$_{GW}$$=1.1にて、HH$$_{y2}$$=1.1,総放射損失割合90%以上を達成した。高$$beta_{p}$$ELMy Hモードプラズマ(弱正磁気シア)では、アルゴン入射と高磁場側ペレット入射により、$$bar{n}_{e}$$/n$$_{GW}$$=0.92,HH$$_{y2}$$=0.96,放射損失割合100%を達成した。同放電でも、強い内部輸送障壁の形成により高平均密度が得られている。アルゴン輸送解析から、主プラズマ中心での放射損失はおもにアルゴンによること、ダイバータでのアルゴンの放射損失は20-40%程度であることが明らかになった。

論文

Enhanced performance and control issues in JT-60U long pulse discharges

坂本 宜照; JT-60チーム

Plasma Physics and Controlled Fusion, 47(12B), p.B337 - B348, 2005/12

 被引用回数:3 パーセンタイル:88.33(Physics, Fluids & Plasmas)

本論文は、長パルス放電における性能向上と制御課題に対する最新の研究成果を報告する。先進トカマクプラズマは、圧力分布や電流分布等が強く相互作用する自律系であり、長時間維持するためにはこれらの分布の相互作用に配慮しながら適切に制御することが必要である。弱磁気シアプラズマでは、新古典テアリングモード(NTM)抑制が長パルス化に向けた主要課題である。NTM不安定化の指標に着目し、圧力分布と電流分布を最適化することにより、規格化ベータ値2.5を電流拡散時間の約10倍に相当する15.5秒間維持することに成功した。負磁気シアプラズマではトロイダル回転分布制御により圧力分布を最適化し、プラズマ崩壊の回避に成功した。その結果、自発電流割合75%を電流拡散時間の約3倍に相当する7.4秒間維持し、強い自律性を有するプラズマが定常に落ち着くことを確認した。さらに周辺輸送障壁圧力やその勾配を発生の駆動機構とする不安定性をトロイダル回転分布制御により制御できることを明らかにした。

論文

Recent technological progress for advanced tokamak research in JT-60U and JFT-2M

細金 延幸; JT-60チーム; JFT-2Mグループ

Fusion Science and Technology, 47(3), p.363 - 369, 2005/04

 被引用回数:3 パーセンタイル:73.52(Nuclear Science & Technology)

経済的で環境的に優れた発電炉の開発に向けて、JT-60では先進トカマクの定常化研究を、JFT-2Mではフェライト鋼のトカマク炉への適合性に関する研究を行っている。現在のJT-60Uの研究は定常先進トカマク運転を実証する段階にあり、昨年、放電時間65秒,加熱時間30秒を目標に、長時間化のためのコイル電源の改造やNBI及びRF加熱装置の技術開発を行った。その結果、JT-60Uは規格化$$beta$$$$sim$$2で24秒まで運転領域が拡大できた。一方、JFT-2Mにおいては、真空容器内の全面にフェライト鋼の第一壁を設置した状態で規格化$$beta$$$$sim$$3.5程度の高性能プラズマを生成できることを示し、フェライト鋼の炉への適合性を評価した。講演では、これらの技術開発,改造とフェライト鋼の評価について発表する。

論文

Compatibility of advanced tokamak plasma with high density and high radiation loss operation in JT-60U

竹永 秀信; 朝倉 伸幸; 久保 博孝; 東島 智; 木島 滋; 仲野 友英; 大山 直幸; Porter, G. D.*; Rognlien, T. D.*; Rensink, M. E.*; et al.

Proceedings of 20th IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2004) (CD-ROM), 8 Pages, 2004/11

JT-60Uの内部輸送障壁を有する先進トカマクプラズマの運転領域を、高閉じ込め及び高放射損失割合を達成しつつグリーンワルド密度(n$$_{GW}$$)を超える領域まで拡大した。負磁気シアプラズマでは、$$bar{n}_{e}$$/n$$_{GW}$$=1.1においてHモードからの閉じ込め改善度HH$$_{y2}$$=1.3を得た。この時、周辺ペデスタル密度はグリーンワルド密度の半分程度と低いにもかかわらず、強い密度内部輸送障壁を形成することにより高い平均密度を得ている。同放電では、金属不純物の蓄積が観測されており、主プラズマからの放射損失が加熱パワーの65%に達しているが、閉じ込めの劣化は観測されない。また、ダイバータでの放射損失を増大するために、ネオンを入射した放電では、$$bar{n}_{e}$$/n$$_{GW}$$=1.1にて、HH$$_{y2}$$=1.1,総放射損失割合90%以上を達成した。高$$beta_{p}$$ ELMy Hモードプラズマ(弱正磁気シア)では、アルゴン入射と高磁場側ペレット入射により、$$bar{n}_{e}$$/n$$_{GW}$$=0.92,HH$$_{y2}$$=0.96,放射損失割合90%を達成した。同放電でも、強い内部輸送障壁の形成により高平均密度が得られている。アルゴン輸送解析から、主プラズマ中心での放射損失はおもにアルゴンによること,ダイバータでのアルゴンの放射損失は20-40%程度であることが明らかになった。

論文

新・核融合への挑戦

狐崎 晶雄; 吉川 庄一*

新・核融合への挑戦, 244 Pages, 2003/03

トカマク型による炉心プラズマの研究を主体に、プラズマ科学の分野での核融合研究開発の進展を解説し、核融合研究の現状を広く周知を図る。ヘリカル型,慣性核融合にもすこし触れている。超高温プラズマとは/電流ホール/核融合発電/プラズマと磁場/プラズマの閉じ込め/衝突による粒子と熱の流れ/プラズマ中の揺動による熱の流れ/輻射による熱の流れ/プラズマの加熱/プラズマ電流を流す/プラズマの計測/プラズマと真空容器/断熱層/ステラレータ/慣性核融合/核融合炉へ/国際協力/核融合の安全性/核融合炉の特殊な利用/未来への展望の計20章からなる。国内の委員会などで検討している方針との整合を図っている。

論文

Requirements for diagnostics in controlling advanced tokamak modes

草間 義紀

Advanced Diagnostics for Magnetic and Inertial Fusion, p.31 - 38, 2002/00

「先進トカマクモード」とは、小型で核融合出力密度が高く、かつ定常運転が可能である魅力的な核融合炉の概念を構築できる可能性のあるトカマクの運転モードである。プラズマ制御の役割は、この先進トカマクモードへの安定でかつ再現性の良いルートを構築し、それを定常的に継続することである。そのためには、プラズマのとじ込め,安定性及びプラズマ電流分布を同時に最適化する必要があり、加熱・電流駆動,プラズマ形状制御,燃料注入の制御によりプラズマの圧力,電流分布を制御することが重要な課題である。電流分布等,各種の分布計測が不可欠で、制御用の計測として用いるためには、高い信頼性及び測定精度,十分な時間及び空間分解能,実時間でのデータ処理など,通常の計測以上の要件が求められる。JR-60での計測・制御の開発について述べるとともに、今後の課題を示す。

論文

ITER物理R&Dの成果,4; ディスラプション,HMDとプラズマ制御

芳野 隆治; 小関 隆久; 徳田 伸二; 飯尾 俊二*; 山崎 耕造*

プラズマ・核融合学会誌, 76(2), p.116 - 126, 2000/02

トカマク核融合実験炉ITERを設計する物理基準を明確にするために行われてきた、Disruption, MHD及びプラズマに関する物理R&Dの研究成果を記述している。ディスラプションにおける熱消滅、プラズマ電流消滅垂直位置移動現象とハロー電流、逃走電子、緊急停止、ディスラプション回避、エラー磁場不安定性、新古典ティアリングモード、抵抗性壁モード、先進トカマク運転におけるMHD安定性、プラズマ制御について研究の現状と今後の課題を示している。

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