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論文

Concept of core and divertor plasma for fusion DEMO plant at JAERI

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:13 パーセンタイル:29.85(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。

論文

核融合炉設計のためのプラズマの性質

鎌田 裕

日本原子力学会誌, 47(1), p.45 - 52, 2005/01

核融合炉の設計に必要なトカマク炉心プラズマの性質を解説する。炉心プラズマの基本構成と熱・粒子の収支を概観し、閉じ込め特性,安定性,電流駆動,第一壁熱負荷,ディスラプション回避・緩和、等の要素性能に関して要求される性能と、これまでの達成度を述べる。さらに、炉心プラズマにとって最も重要な視点が「総合性能」の向上であり、そのためには自律性の高い燃焼・高ベータプラズマにおける複合制御が必要であることを述べる。

論文

Fusion research program in Japan

永見 正幸; 井上 信幸

Fusion Science and Technology, 42(1), p.1 - 6, 2002/07

現在日本の核融合研究は1992年に原子力委員会により定められた核融合研究開発の第三段階計画に基づき進められている。本計画は炉心プラズマ技術,炉工学技術,安全性、及び核融合炉システムについて記述しており、我が国の現在の研究はこの枠組みに従い進められている。本論文は第三段階計画、及びその枠組みに基づく現在の我が国の核融合研究の現状について述べる。

報告書

核融合研究開発専門部会評価結果報告書

研究評価委員会

JAERI-Review 2000-022, 53 Pages, 2000/10

JAERI-Review-2000-022.pdf:4.69MB

研究評価委員会は、「日本原子力研究所における研究開発評価の基本指針」等に基づき、核融合研究開発専門部会を設置し、核融合研究開発分野全体について、平成10年度に終了した研究課題の事後評価、平成11年度から開始した研究課題の中間評価及び平成13年度に開始する研究課題の事前評価を実施した。本専門部会は平成12年3月9日に開催された。評価は、事前に提出された評価用資料及び専門部会における被評価者の説明に基づき、研究評価委員会によって定められた評価項目、評価の視点、評価の基準に従って行われた。同専門部会が取りまとめた評価結果は、研究評価委員会で審議され、妥当と判断された。本報告書はその評価結果である。

論文

Advanced SSTR

菊池 満; 関 泰; K. Nakagawa*

Fusion Engineering and Design, 48(3-4), p.265 - 270, 2000/09

 被引用回数:18 パーセンタイル:24.16

核融合炉の実用化条件の観点から、トカマク型商用炉に必要となる条件を列挙し、その中でも特に、経済性改善を図るために、トカマク炉の改良を行った。1990年に概念検討を行ったSSTR(定常トカマク炉)をベースに、さらなるコンパクト化、簡素化、高磁界化を進めた。本論文では、中性子壁負荷の削減、プラズマ条件の緩和、熱効率の向上、遮蔽評価等について論ずる。

報告書

Review of JT-60U experimental results in 1998

JT-60チーム

JAERI-Research 99-048, 126 Pages, 1999/09

JAERI-Research-99-048.pdf:7.11MB

1998年におけるJT-60U実験の結果をレビューする。負磁気シアプラズマによる世界最高のDT等価エネルギー増倍率1.25の達成や高$$beta$$$$_{p}$$Hモードによる高規格化$$beta$$値の定常維持等、先進運転方式の性能が大きく進歩した。これは、内部及び周辺輸送障壁にかかわる輸送及び安定性研究の進展による。負イオン源中性粒子ビーム入射により、電子加熱、電流駆動、高エネルギーイオン挙動物理に関して新しい放電領域を開拓することができ、ITERに対して外挿性の高いデータを得た。W型排気ダイバータによる熱・粒子制御研究の展開により、主プラズマからスクレイプオフプラズマ、ダイバータプラズマにわたる熱と粒子の流れの理解が進んだ。ディスラプションの回避及び緩和技術も向上した。これらにより、高い総合性能を持つプラズマの定常維持へ向けた研究が着実に進展した。

論文

トロイダル磁場閉じ込めにおけるアルヴェン固有モードに関する物理的課題; トカマクプラズマにおける実験と課題

草間 義紀; 木村 晴行

プラズマ・核融合学会誌, 75(5), p.525 - 536, 1999/05

核融合炉心プラズマにおいて、高速$$alpha$$粒子の閉じ込めを劣化させる原因の一つに、高速$$alpha$$粒子が起こす集団現象がある。トロイダルアルヴェン固有モード(TAE)が高速$$alpha$$粒子によって励起され、それによる高速$$alpha$$粒子の異常拡散が起こることが理論的に予測された。1990年にTFTRで行われた実験において、理論的予測どおりにTAEが発生し、それに伴う中性子発生率の低下が観測された。これを契機に、JT-60を含む多くのトカマク装置における実験と理論的研究が精力的に行われた結果、ここ10年間でアルヴェン固有モードの理解が大きく進展した。本編では、トカマクプラズマにおけるアルヴェン固有モードの実験と研究課題について、モードの励起と同定、しきい$$beta$$値と安定性、モード構造及び閉じ込めへの影響を中心に述べている。

論文

炉心プラズマの最前線

小関 隆久

RIST News, (27), p.11 - 25, 1999/00

JT-60を用いた炉心プラズマの研究は、常に最前線にあって新領域を切り開き、高効率の定常核融合炉へ向けてインパクトを与えてきた。JT-60による最近の研究成果を中心に、炉心プラズマ研究の進展と現状を述べ、そのなかで数値解析、シミュレーションが果たしてきた役割について紹介する。JT-60は、負磁気シア放電とW型ダイバータの効果により、世界最高性能(核融合エネルギー増倍率が1.25)のプラズマを達成した。このとき、計算機シミュレーションによって、負磁気シアプラズマの性能改善機構を解明した。また、炉心プラズマを長時間維持するためには、核融合反応で生じた熱及び粒子の定常的制御が重要であり、計算機シミュレーションによる性能予測に基づいてW型ダイバータへ改造した。この改造によって、熱・粒子の定常的制御によりプラズマを準定常的に維持することに成功した。

論文

核融合

二宮 博正

火力原子力発電, 49(505), p.200 - 205, 1998/10

トカマクを中心として、世界の炉心プラズマ研究及び炉工学研究の現状を紹介する。特に、最近の成果について具体的に示し、その位置付けを述べている。またこれらの成果の下に進められている国際熱核融合実験炉(ITER)計画の概要及び装置の概要について紹介し、併せて原型炉への取組みの現状について述べている。

論文

ITER計画における物理R&Dの活動の概要

岸本 浩*; 藤原 正巳*; 玉野 輝男*; 永見 正幸

プラズマ・核融合学会誌, 74(7), p.768 - 769, 1998/07

本報告書はITER計画における過去4年間の物理R&D活動の概要をまとめたものである。ITER物理R&D活動はITER参加各極の自発的な研究開発活動として位置付けられ、各極研究者の緊密な連携のもとに活動が進められており、その成果をITERの工学設計活動に反映している。この活動の結果、過去4年間に予想を上回る成果があげられ、ITER計画推進の上からも、また、その先の核融合炉に向けた炉心プラズマ・データベース確立の面からも高い評価を受けている。ITER物理R&D活動はITER物理委員会とその下の7つの専門家グループにより行われており、各専門家グループの活動状況、成果、課題などがまとめられている。ITER計画が今後3年間延長される見込みであることから、物理委員会及び専門家グループの日本側メンバーもこの4月から一部交代を行い新しい体制で活動を進めることになった。

論文

炉心プラズマの計算機シミュレーションに期待されるもの

滝塚 知典

プラズマ・核融合学会誌, 74(4), p.309 - 315, 1998/04

核融合炉心プラズマの効率の高い研究開発を行うために、計算機シミュレーションが重要な役割を果たすことが期待されている。しかしシミュレーション研究が安くて正しいと単純に考えて、これを推進することは危険である。垂直移動現象のシミュレーションを正しそうなものとして紹介する。一方、内部ディスラプションの抵抗性MHDシミュレーションを正しくなさそうなものとして紹介する。計算機が作るプラズマ中での輸送現象を示し、計算機シミュレーションに何を期待できるかを議論する。将来の計算機性能の進展に伴い、信頼できるシミュレーションの可能性について検討する。シミュレーション研究における人的資源の重要性及び数値結果と比較すべき実験結果の重要性を強調する。

報告書

核融合炉の経済性改善に対する一考察:改良型SSTR(A-SSTR)

菊池 満

JAERI-Research 97-004, 14 Pages, 1997/02

JAERI-Research-97-004.pdf:1.29MB

核融合炉がわが国のエネルギープラントとして定着するためには、発電プラントとして利用するユーザー側の立場に立ったプラント設計が要求される。本論文では、ユーザーサイドからみた核融合炉の成立条件を考察する。特に、最大の課題である既存エネルギー源に対する経済的な競合性を満たす条件として、30万円/kWという低い建設単価を設定し、その実現のためには、核融合炉プラントはどのような形態をもつべきかということを論じた。また、1990年に提案した定常トカマク型核融合炉SSTRの概念設計に基づいて、核融合炉の経済的競合性を改善するための技術課題、設計の改善とプラント設計の概要について述べる。

論文

Divertor diagnostics and physics in the JT-60U tokamak

逆井 章

Fusion Engineering and Design, 34-35, p.45 - 52, 1997/00

 被引用回数:3 パーセンタイル:68.26(Nuclear Science & Technology)

JT-60Uでは、種々の計測装置をダイバータ部を観測できるように配置して、ダイバータの物理研究を行っている。ダイバータ研究において、炉心プラズマの定常化に向けて解決すべき、いくつかの重要な課題がある。その主なものは、熱・粒子の制御、排出、ヘリウム灰の輸送、排気、ダイバータ板上での不純物発生機構の解明、ダイバータの放射損失の分光的解明及びダイバータのモデリングである。特に、熱・粒子の制御、排出は、ITER等の実験炉の設計において、熱負荷をどのように許容値まで抑制できるか、問題となっている。このために、JT-60Uダイバータ部を3方向が観測できるように、3つのボロメータアレイを設置し、放射損失を測定している。これにより、高密度放電及び不純物ガスパフにおける遠隔放射冷却の進展、X点付近のMARFEに至る時の放射損失領域の挙動を明らかにした。

論文

Measurements and analysis of electron cyclotron emission in JT-60U

佐藤 正泰; 石田 真一; 伊世井 宣明; 諫山 明彦; 白井 浩; T.Oyevaar*; 寺西 大*; 岩間 尚文*; 内野 喜一郎*

Fusion Engineering and Design, 34-35, p.477 - 481, 1997/00

 被引用回数:14 パーセンタイル:25.8(Nuclear Science & Technology)

JT-60Uプラズマの閉じ込め・加熱機構の解明等に必要な電子温度分布の時間変化を測定するために、プラズマから放射される電子サイクロトロン放射(ECE)を測定する3つの装置からなるシステムを開発した。このシステムはそれぞれの3つの装置(フーリエ変化分光器、回折格子型分光器及びヘテロダインラジオメーター)の特徴を活かして世界最高レベルの高時間分解能と空間分解能を有する。その特徴は、長時間運転(半年以上)の極低温(4K)冷凍機の採用等により、将来の核融合炉における長時間炉心計測に対応できることである。核融合炉において重要性が認識されている相対論的効果のECE測定への影響は、現在のトカマクプラズマの電子温度領域においては無視されてきたが、詳細な解析の結果、その影響が電子温度分布のみかけ上のずれとして現われ、精密な電子温度分布測定を行う場合には、補正する必要があることを見い出した。

論文

Conceptual design of a 2 MeV neutral beam injection system for the Steady State Tokamak Reactor

水野 誠; 花田 磨砂也; 井上 多加志; 小原 祥裕; 奥村 義和; 田中 茂; 渡邊 和弘; 浅原 政治*; 小西 一正*; 中里 宏*; et al.

Fusion Engineering and Design, 23, p.49 - 55, 1993/00

 被引用回数:3 パーセンタイル:60.79(Nuclear Science & Technology)

定常トカマク型動力炉(SSTR)用2MeV中性粒子入射装置の概念設計について記述する。装置は2個の接線ポートより炉心プラズマに2MeV,60MWの中性重水素ビームを入射する。それぞれのポートには8個のイオン源/加速器モジュールを有するビームライン1基が据え付けられる。モジュールはビームライン軸から外れて配置されており、加速されたイオンビームはイオンビーム偏向システムにより偏向され中性化セルに導かれる。このような配置とすることにより炉心からの直接の放射に曝されることなく、かつ、1つのポートに多数のモジュールを配置することが可能となる。また、モジュールあたりのイオンビーム出力を減らせるため、コッククロフト・ワルトン型直流高電圧電源の採用が可能となり、高電圧伝送系が不要となる。さらに、全モジュールが同一フロアーに配置されるため、メンテナンスが容易になる。

報告書

準定常核融合実験炉(FER-Q)概念設計報告書,その1;昭和59年度標準設計

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 85-177, 908 Pages, 1985/12

JAERI-M-85-177.pdf:20.2MB

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一部である。本報告書では、標準設計である準定常核融合実験炉の炉心プラズマ、炉本体構造、炉心構造物、マグネットの設計結果について述べる。

報告書

昭和59年度核融合実験炉(FER)概念設計結果の要約

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

JAERI-M-85-176.pdf:2.19MB

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$$^{2}$$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。

報告書

トカマク炉心プラズマの一次元シミュレーション・コード:POISE 1

東稔 達三; 真木 紘一*; 笠井 雅夫*; 西田 秀嗣*

JAERI-M 9167, 116 Pages, 1980/11

JAERI-M-9167.pdf:3.28MB

トカマク炉心プラズマの振舞いを解析するために、半径方向一次元シミュレーション・コードを開発した。輸送方程式系は、重水素、三重水素、アルファ粒子、不純物のそれぞれの粒子バランス、電子とイオンのエネルギーのバランス及び電流の式からなっている。プラズマの外部加熱は中性粒子入射によって行う。本報告書では計算モデル、数値解法、コードの使用法について記述し、いくつかの代表的な適用例も示している。基本方程式例系の数値計算にはCrank-Nicolsonの陰解法を用いた。また基本方程式系は一般化したひとつの表示式で与え、モデルの修正、式の追加、削除が容易なようにプログラムされている。

論文

核融合炉の概念と問題点,2; 炉心プラズマ

太田 充; 大和 春海*

日本原子力学会誌, 13(5), p.278 - 280, 1971/00

核融合炉の炉心は前述のように種々の型が考えられるが,ここでは定常運転されるD-T炉を念頭におしいて,核融合炉が運転状態にあるときのプラズマの満たすべき条件,および運転状態に達する過程,方法について簡単に述べる。

口頭

核融合炉開発研究の現況

鎌田 裕

no journal, , 

核融合発電は 燃料が無尽蔵で安全、安心なエネルギー源であり、核融合研究開発は黎明期から日本が主導する世界の科学である。その炉心プラズマ性能については、日本のJT-60装置で数々の世界最高性能を達成した。現在、核融合炉研究開発は、要素技術開発からシステム統合の時代に入っている。今後大切な事柄は、(1)実験炉ITERの建設開始であり、そこでは燃焼プラズマ制御の実現と炉工学技術の統合を実証する。また、(2)JT-60SA(建設開始)において、定常高圧力プラズマ制御を実現し、ITERに貢献するとともに、ITERを補完して原型炉の姿を決める。そして、(3)ブランケットの開発、低放射化構造材料の開発、プラズマ対向機器の開発等の核融合工学の研究を進めることである。

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