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論文

Critical $$beta$$ analyses with ferromagnetic and plasma rotation effects and wall geometry for a high $$beta$$ steady state tokamak

栗田 源一; Bialek, J.*; 津田 孝; 安積 正史*; 石田 真一; Navratil, G. A.*; 櫻井 真治; 玉井 広史; 松川 誠; 小関 隆久; et al.

Nuclear Fusion, 46(2), p.383 - 390, 2006/02

 被引用回数:9 パーセンタイル:33.28(Physics, Fluids & Plasmas)

限界ベータの値は、アスペクト比が3のトカマクでは、$$mu$$/$$mu$$$$_{0}$$$$sim$$2, $$mu$$$$mu$$$$_{0}$$は、各々強磁性体壁と真空の透磁率を表す、の強磁性の効果によって約8%減少することが示された。高アスペクト比のトカマクでは、観測されなかったトロイダル・プラズマ回転とプラズマ散逸の効果によってできる抵抗性壁モードに対する安定窓がアスペクト比が3のトカマクでは存在することが示された。安定窓に対する強磁性の効果もまた調べられた。VALENコードによる有限抵抗の安定化板と真空容器の形状を含めたNCT(国内重点化装置)プラズマの限界ベータ解析が始められ、安定化板の受動的安定化効果に対する結果が得られた。NCTプラズマの現状の設計案に対する真空容器及び能動的フィードバック制御の安定化効果を含んだ計算もまた行われた。

論文

Nuclear characteristics evaluation for a supercritical experiment facility using low-enriched uranium solution fuel, TRACY

中島 健

Proceedings of International Conference on the New Frontiers of Nuclear Technology; Reactor Physics, Safety and High-Performance Computing (PHYSOR 2002) (CD-ROM), 8 Pages, 2002/10

TRACYの実験データを用いて、臨界量,$$beta$$$$_{eff}$$/$$Lambda$$比,ピーク出力,パルスのエネルギーといった核特性量の評価を行った。TRACYは、低濃縮の硝酸ウラニル水溶液を燃料とする超臨界炉であり、同装置により再処理施設のような核燃料処理施設における臨界事故を模擬できる。本評価では、臨界計算及び出力・エネルギーを評価するためのモデルの適用性について検討した。

論文

Temperature effect on critical mass and kinetic parameter $$beta$$$$_{eff}$$/$$wedge$$ of VHTRC-4 core

山根 剛; 秋濃 藤義; 安田 秀志

PHYSOR 96: Int. Conf. on the Physics of Reactors, 2, p.E290 - E299, 1996/00

高温ガス炉の炉心設計では、炉心温度の変化範囲が大きいため、炉物理パラメータに及ぼす温度の影響に関する核計算精度が重要となる。この核計算の精度評価を目的として、軸方向非均質装荷炉心VHTRC-4を用いて集合体昇温実験を実施し、臨界質量及び遅発臨界時動特性パラメータ($$beta$$$$_{eff}$$/$$wedge$$)$$_{c}$$を室温(21$$^{circ}$$C)と200$$^{circ}$$Cにおいて測定した。実験では、集合体温度の上昇により臨界質量及び($$beta$$$$_{eff}$$/$$wedge$$)$$_{c}$$がそれぞれ15%及び14%増加した。核データとしてENDF/B-IVを用いた場合とJENDL-3.2を用いた場合について核計算を行い、実験結果と比較した。その結果、臨界質量については、21$$^{circ}$$CにおいてENDF/B-IVによる計算で4%、またJENDL-3.2による計算で6%ほど過小評価したが、炉心サイズが大きくなる200$$^{circ}$$Cにおいては両計算ともに実験との一致が良くなる傾向にあった。($$beta$$$$_{eff}$$/$$wedge$$)$$_{c}$$については、計算値と実験値との差は5%以内であり、かなり良い一致が得られた。

論文

Accessible beta value of tokamaks

津田 孝; 安積 正史; 伊藤 公孝; 栗田 源一; 竹田 辰興; 滝塚 知典; 徳田 伸二; 常松 俊秀; 安達 政夫*; 田中 幸夫*; et al.

Plasma Physics and Controlled Nuclear Fusion Research l984, Vol.2, p.173 - 178, 1984/00

磁気流体不安定線型解析によってトカマクのベータ値の上限を調べた。 高nバルーニング・モードとn=1キンク不安定性の制限ベータ値のパラメータ依存性は等しくなる。 プラズマ断面の楕円と三角形の変形の併用によってベータ値を高くすることが出来る。 又、簡略化されたモデルによって静電バルーニング不安定性の飽和の機構を調べた。 最終状態は乱流とはならず層流的な流れのパターンが現われる。

報告書

Verification of Core-Fuel Inventory of a Fast Critical Facility by Monitoring Reactor Physics Parameters

大部 誠; 小山 謹二; 黒井 英雄

JAERI-M 82-153, 23 Pages, 1982/11

JAERI-M-82-153.pdf:1.48MB

保障措置の問題に関して、高速炉臨界実験装置の炉心装荷燃料インベントリーを実験的に検証するための技術的可能性を検討した。本目的のために、プルトニウム燃料装荷の試験領域を有するFCAVIII-1集合体を使用した。炉心からのプルトニウム燃料の転用を模擬する6種の装荷様式を選び、検証試験に供した。炉心から移動したプルトニウム燃料は約3.5~5.8Kgである。検証法は、プルトニウム燃料を移動したことにより生ずる核分裂率と$$beta$$/lの変化を監視する事に依っている。核分裂率は、炉心内に設置した100個の$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{9}$$Pu核分裂計数管と多計数管掃引装置を用いた核分裂計数管法により測定し、一方、$$beta$$/lは2個のヘリウム-3計数管を用いる出力雑音解析法により測定した。検証実験の結果、核分裂率及び$$beta$$/l監視システムは炉心からの移動プルトニウム量を正しく検知している。以上から、本監規システムの使用により炉心装荷燃料インベントリーの検証が可能であるとの結論を得た。

報告書

Scaling of Critical Beta in a Tokamak

津田 孝; 安積 正史; 栗田 源一; 滝塚 知典; 竹田 辰興

JAERI-M 82-104, 6 Pages, 1982/08

JAERI-M-82-104.pdf:0.16MB

トカマクにおける高モード数のバルーニング・モードの安定性を調べた。二次元輸送コードとバルーニング不安定性コードを用いてベータ値の最適化を行なった。最大ベータ値の比例別は$$beta$$(%)=7.8qs$$^{-}$$$$^{5}$$$$^{.}$$$$^{4}$$(A-1)$$^{-}$$$$^{0}$$$$^{.}$$$$^{7}$$$$^{6}$$$$in$$$$^{1}$$$$^{+}$$$$^{0}$$$$^{.}$$$$^{1}$$$$^{4}$$$$^{(}$$$$^{q}$$$$^{s}$$$$^{-}$$$$^{1}$$$$^{)}$$となる。ここでqsはプラズマ表面における安定係数、Aは逆アスペクト比、$$in$$はプラズマ断面の楕円度である。

報告書

非等方圧力プラズマのバルーニング不安定性

伊藤 公孝; 井上 早苗*; 津田 孝

JAERI-M 9067, 5 Pages, 1980/09

JAERI-M-9067.pdf:0.33MB

トロイダルプラズマの短波長バルーニング不安定性についてイオン温度の非等方性の効果が解析された。安定条件として8$$pi$$n$$_{o}$$(Te+T$$_{i}$$$$_{bot}$$)/B$$^{2}$$$$beta$$$$_{c}$$が得られる。ここで$$beta$$$$_{c}$$は等方圧力の場合の$$beta$$値の上限である。磁場に平行な粒子加熱を受ける場合は、等方圧力の$$beta$$$$_{c}$$を超えた$$beta$$値の達成が可能である。

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