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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:14 パーセンタイル:2.74(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。

口頭

原型炉設計の現状と課題

飛田 健次

no journal, , 

幅広いアプローチ活動で進めている原型炉設計活動に関する報告である。厳しい放射線環境下で実用段階を見通しうる稼働率を実証しなければならない遠隔保守は原型炉の重要な課題である。セクター保守方式は、主半径8m程度の炉に適用した場合、トロイダル磁場コイルの相当な寸法増、ポロイダル磁場コイルの電流増大、一セクター当たりの重量増大を招くことが明らかになってきており、「セクター方式」に代わり、ダイバータカセットの単独引抜きとバナナ型のブランケットセグメント引抜き方式を合わせた保守方式の検討が進められている。これまでのダイバータ概念では冷却管に低放射化フェライト鋼を用いることを想定していたが、熱流束の厳しい領域のみ銅合金の配管を用いる検討に着手した。定期交換時に発生する放射性廃棄物の管理は原型炉の段階で初めて問題になる課題である。交換して取り出した炉内機器の誘導放射能、残留熱および吸蔵トリチウムに留意して、放射性廃棄物の管理シナリオ案を策定し、これに基づいて廃棄物関連施設の機能及び規模を分析した。

口頭

JT-60SAで目指す核融合研究開発と現状

東島 智; JT-60SAチーム

no journal, , 

JT-60SA計画は、幅広いアプローチ活動として日欧共同で実施するサテライト・トカマク計画と、我が国のトカマク国内重点化装置計画の合同計画である。JT-60SAの目的は、人材育成に加え、ITER運転シナリオの最適化などのITERの支援研究、及び高プラズマ圧力、高自発電流割合プラズマの運転・制御・長時間維持手法の開発などITERの補完研究を通してトカマク型原型炉設計を進め、核融合エネルギーの早期実現を図ることである。そこで、平成31年3月の初プラズマを目指し、那珂核融合研究所の臨界プラズマ試験装置JT-60の一部施設を再利用して超伝導トカマク装置JT-60SAへの改修を進めている。本講演では、JT-60SAに関する日欧の調達状況及び研究開発の現状についてまとめる。

口頭

幅広いアプローチ活動における原型炉のプラズマ位置制御解析

高瀬 治彦; 飛田 健次; 坂本 宜照; 宇藤 裕康; 森 一雄; 工藤 辰哉

no journal, , 

幅広いアプローチ活動における原型炉の設計を進めて行く上で、プラズマ位置制御解析が重要な検討項目となってきている。特にプラズマ性能(高非円形度の限界)、ブランケット設計(増殖領域の確保)及び保守シナリオ(保守ポート設置のよるプラズマ位置制御への影響)の3つの設計項目は相互に影響し合う。そこでプラズマ平衡解析、炉内構造物の渦電流解析、プラズマ位置制御解析を組み合わせた設計コードを整備し、これら3つの設計項目の関係を詳細に検討し、設計上の課題を示し、設計例を紹介する。

口頭

Safety studies for Japanese demo design with AINA code

Rivas, J. C.*; 中村 誠; 染谷 洋二; 高瀬 治彦; 飛田 健次; de Blas, A.*; Dies, J.*; Fabbri, M.*; Riego, A.*

no journal, , 

水冷却ペブルベッド型のブランケットを使用した核融合原型炉において、AINAコードを用いてプラズマー壁間の過渡応答解析を実施いた。AINAコードは従来国際熱核融合実験炉ITERで実績を積んできたが、今回新しい目標として原型炉への適用を開始した。最初の解析として、ex-vessel LOCAと過出力のケースについて実施したのでその結果を発表する。

口頭

Status of research & development for DEMO under the Broader Approach activities

大平 茂

no journal, , 

ITERの支援と平和目的の核融合エネルギーの早期実現のために、日本とユーラトムによる共同事業として行われている幅広いアプローチ活動の下、国際核融合材料照射施設(IFMIF)の工学設計、工学実証試験(EVEDA)の事業及び国際核融合エネルギー研究センター(IFERC)の事業が青森県六ヶ所村で行われている。本発表では、この幅広いアプローチ活動における原型炉のための研究開発の現状について紹介する。

口頭

Beam commissioning of injector for IFMIF/EVEDA prototype accelerator

春日井 敦; IFMIF原型加速器統合プロジェクトチーム*

no journal, , 

核融合炉材料開発のため、加速器駆動型中性子源であるIFMIFの工学実証として原型加速器の開発が実施されている。これは重陽子線形加速器であり、RFQ、超伝導RFライナック、RFパワーシステム、ビームダンプ、及びビーム輸送系からなる。目標性能は9MeVで125mAの重陽子ビームを連続的に作り出すことである。2014年春よりこの入射器の本格的な組立・据付作業が六ヶ所サイトで開始された。後段加速器であるRFQへの入射に必要なビームのため、あるいはより高品質のビームを生成するため、入射器の試験がまさに2014年11月より開始されたところである。

口頭

JT-60SA計画の概要と進展

櫻井 真治

no journal, , 

JT-60SA計画は、国際熱核融合実験炉ITERをサポートする「幅広いアプローチ活動」のサテライト・トカマク計画と国内計画であるトカマク重点化装置の合同計画として、2019年の運転開始を目指して建設が進められている。本計画の目的は、臨界条件クラスのプラズマを長時間維持する高性能プラズマ実験を行いITERの技術目標を達成するための支援研究を行うことと、原型炉に向けたITERの補完研究として、原型炉で必要となる高出力密度を可能とする高圧力プラズマを維持する運転手法を確立することであり、日欧の研究機関や大学から300人以上の研究者が参加して具体的な研究計画を策定し、JT-60SA Research Planとして取り纏めている。現在、日欧共同で機器の製作を進めると共に、那珂核融合研究所での装置組立を開始している。発表では、計画の概要と機器製作・組立の進展を報告する。

口頭

Post BA構想

竹永 秀信

no journal, , 

核融合エネルギー研究分野における幅広いアプローチ(BA)活動を日欧協力により進めている。現行のBA活動が終了する2017年5月以降の活動について、原子力機構の構想を報告した。核融合エネルギーの科学的・技術的実現可能性の実証、及び原型炉建設判断に必要な技術基盤構築に貢献するため、実験炉ITERを活用した研究開発、JT-60SAを活用した先進プラズマ研究開発、BA活動で整備した施設を活用・拡充した理工学研究開発を3つの柱として、相互の連携と人材の流動化を図りつつ、事業を展開する。

口頭

Safety studies of plasma-wall events with AINA code for Japanese DEMO

Rivas, J. C.*; 中村 誠; 染谷 洋二; 高瀬 治彦; 飛田 健次; Dies, J.*; Blas, A. de*; Fabbri, M.*; Riego, A.*

no journal, , 

日欧幅広いアプローチ活動における国際協力研究の1つとして、プラズマ-炉内機器の過渡応答を解析するAINAコードを日本の原型炉案(水冷却ペブルベッドブランケット)向けに改造・適用した。2014年には日本案のブランケットが適用できるように炉内機器モデルを、2015年にはプラズマの物理モデルを改良して冷却材喪失や過出力事象を解析したところ、予備的な検討では安全機器の追加が必要である結果が得られたので、本会議で報告する。

口頭

Analysis of plasma position control for DEMO reactor

高瀬 治彦; 宇藤 裕康; 坂本 宜照; 森 一雄; 工藤 辰哉; 飛田 健次

no journal, , 

幅広いアプローチ活動で設計されている原型炉のプラズマ位置制御解析に関して、数値シミュレーションコードを開発し、原型炉特有の問題について検討した。その結果、増殖ブランケットによる安定化効果は、その渦電流の時定数が10msと短く、ほとんど安定化効果には寄与しないこと、保守シナリオにより保守用ポートの配置で安定化効果が減少する等の結果を得たので、本会議で報告する。

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