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核融合工学部
JAERI-Review 2005-011, 139 Pages, 2005/03
JAERI-Review-2005-011.pdf:11.95MB
我が国の核融合工学研究開発は原子力委員会策定の「第三段階核融合研究開発本計画」に基づき、国際熱核融合実験炉(ITER)に必要な主要構成機器の開発・高性能化を図ること、及び核融合炉開発に必要な炉工学技術の基盤を構築すること、の2項目の実現を目標とする。原研は、これらにかかわる研究開発の中心的機関として、ITER工学技術開発及び建設・運転に向けた研究開発,ITERでの工学試験及び発電実証プラントに向けた研究開発、及び核融合工学基盤研究を実施している。本報告は、ITERでの工学試験及び発電実証プラントに向けた研究開発の現状と今後の展開を、核融合工学基盤研究を含めて取り纏めるものであり、これまでの核融合炉工学研究開発の進捗をレビューするとともに、発電実証プラントに向けた研究開発中核である発電ブランケット開発,材料開発,IFMIF計画について、その計画目標,技術課題及び研究開発計画について述べる。また各種炉工学機器の高度化及び核融合基盤研究に関する展開を紹介する。
三浦 幸俊; 星野 克道; 草間 義紀
プラズマ・核融合学会誌, 80(8), p.653 - 661, 2004/08
原研のトカマク装置JFT-2Mにおける全ての実験運転が2004年3月をもって終了した。1983年4月27日のファーストプラズマ以来21年間の実験運転により、高閉じ込めモード(Hモード),加熱・電流駆動,先進プラズマ制御,低放射化フェライト鋼と改善閉じ込めとの両立性の確認などの研究において、核融合エネルギー研究やプラズマ物理研究をリードする多くの重要な成果を挙げた。これらの成果の中から、特に重要な幾つかについて述べる。
JT-60チーム
JAERI-Review 2003-029, 197 Pages, 2003/11
JAERI-Review-2003-029.pdf:13.06MB
本報告書は、2001年及び2002年にJT-60Uにおいて行った実験の結果をまとめたものである。完全非誘導電流駆動状態での高核融合三重積(
)の達成,高規格化ベータ値(
)の長時間(7.4秒間)維持,高核融合エネルギー増倍率(
以上)の時間の伸長(0.55秒間),高密度(グリーンワルド密度の
)における閉じ込め改善(ITER98(y,2)スケーリングの0.9倍)の実現,電子サイクロトロン波電流駆動を用いた新古典テアリングモードの実時間制御,中心ソレノイドコイルを用いない革新的運転シナリオの開発等、炉心プラズマの高性能化,高性能炉心プラズマの定常化に対する進展について述べる。また、電流駆動,輸送障壁,MHD不安定性,高エネルギーイオン,ディスラプション,不純物,ダイバータプラズマ,プラズマ壁相互作用等に関する物理課題の研究,計測装置,加熱装置の開発についても報告する。
石田 真一; 阿部 勝憲*; 安藤 晃*; Cho, T.*; 藤井 常幸; 藤田 隆明; 後藤 誠一*; 花田 和明*; 畑山 明聖*; 日野 友明*; et al.
Nuclear Fusion, 43(7), p.606 - 613, 2003/07
被引用回数：33 パーセンタイル：68.22(Physics, Fluids & Plasmas)原型炉の実現に向けて経済性と環境適合性の向上を図るため、大学等との連携協力によりJT-60を超伝導トカマクへ改修する計画を推進している。目的は、原型炉で想定されているように、強磁性体である低放射化フェライト鋼をプラズマの近くに設置して、高ベータで自発電流割合が高く、高度なダイバータ熱粒子制御をもち、ディスラプション頻度の少ない定常運転を実現することである。新たに導入する超伝導トロイダル及びポロイダル磁場コイルを用いて、主半径2.8m,プラズマ電流4MA,トロイダル磁場3.8Tの高非円形かつ高三角度配位のシングルヌル・プラズマの100秒運転を行う。既存のJT-60設備を最大限に生かし、原型炉の設計例から設定された高い達成目標の実現に向けて、高ベータプラズマ制御,高性能・高自発電流プラズマ制御,ダイバータ熱粒子制御、及びフェライト鋼のプラズマ適合性の実証という克服すべき課題に取り組むための設計を行った。
渡邊 和弘; 秋場 真人; 秦野 歳久; 今井 剛; 栗山 正明; 小原 祥裕; 奥村 義和; 辻 博史
Proceedings of 10th International Toki Conference on Plasma Physics and Controlled Nuclear Fusion (ITC-10), p.525 - 529, 2000/00
原研における定常トカマク炉に向けての主要な工学技術の開発状況について述べる。電流駆動のための高エネルギーNBIについては、負イオンの1MeV加速、30mA/cm
の高電流密度負イオン生成、140時間の負イオン連続生成等にそれぞれ成功し、MeV級のNBI実現の見通しを得た。またRF加熱では、170GHzで450kW,110GHzで1MWの発振出力を、ダイヤモンド窓を用いることにより成功し、ECRF装置の見通しを示した。トカマク本体の工学技術に関しても、F82Hを用いた低放射化のブランケットモデルで2.7MW/mの熱負荷5000サイクル以上を確認し、ダイバータ実規模モデルにおいても、定常熱負荷5MW/mで3000サイクル以上、20MW/m・10Sで1000サイクル以上を確認し、実現性を示した。プラズマ閉じ込めの大型超伝導磁石については、46kAで13Tの磁場を1T/sの速度で発生できる中心ソレノイドコイルモデルを製作し、試験を開始した。
佐藤 聡; 高津 英幸; 真木 紘一*; 関 泰
J. Fusion Eng. Des., 30(3), p.1076 - 1080, 1996/12
国際熱核融合実験炉(ITER)排気ダクト周囲のトロイダルコイル(TFC)に対する遮蔽解析を、2次元SN放射線輸送解析コードDOT3.5を用いて、ダイバータ遮蔽体が無い場合と有る場合に関して行った。ダイバータ遮蔽体が無い場合、排気ダクト周囲のTECの核的応答を1桁減少させるには、排気ダクトの壁厚を約160mm増加させる必要があり、TFCの遮蔽設計目標値を満足するには、約480mmの厚さの排気ダクト壁が必要である。140mm幅のスリットを有する480mm厚さのダイバータ遮蔽体を、排気ダクト入口の前に設置することによって、TFCの核的応答は、約1/16になった。ダイバータ遮蔽体が有る場合には、TFCの遮蔽設計目標値を満足するには、約290mm厚さの排気ダクト壁が必要である。
M.Z.Hasan*; 功刀 資彰; 関 昌弘; 横川 三津夫; 伊勢 英夫*; 蕪木 英雄; ARIESチーム
Fusion Technology, 19, p.908 - 912, 1991/05
ARIESトカマク型核融合炉研究プログラムは、米国内大学・研究機関が参加したトカマク型核融合動力炉プラント開発を目指している。ARIES計画では3つの概念が提案されているが、ARIES-Iはこのうちの最初のもので、DT燃焼で第1次プラズマMHD安定性領域内で正味1000MWeの運転を行うものである。不純物制御と第1壁の防御は高リサイクルポロイダル方向ダイバータで行う。ターゲット板は中性子による放射化を低減化するために処理された2mm厚さのタングステンコーティングされたSiC冷却材流路で構成されている。タングステン被膜の目的はスパッタリングエロージョンとプラズマディスラプションに対する防護である。断熱計算、1次元非定常計算を通じて蒸発層やエロージョン層の厚さを求め、必要な被膜厚さを設計側へ提供した。さらにより現実的な解析を行うため、2次元非定常溶融・蒸発挙動の数値シミュレーションを実施した。
斉藤 誠次*; 杉原 正芳; 藤沢 登; 阿部 哲也; 上田 孝寿*
Nucl.Technol./Fusion, 4, p.498 - 507, 1983/00
核融合炉のダイバータ室内における中性粒子の挙動を解析し、ヘリウム排気に必要な排気速度を評価するために、モンテカルロ法により中性粒子の密度分布および温度分布を計算するプログラムを開発した。特に、排気ダクト内の中性粒子の挙動を合わせて解析できるプログラム構成とし、排気ダクトに流入する高温の中性粒子が排気効率に及ぼす影響を詳細に解析した。INTORを対象とした数値計算では、ダイバータ内のスクレイプオフプラズマの密度が10
/cmを超えると、必要排気速度は10
l/S以下と極めて低くできる可能性を示した。
関 泰; 飯田 浩正; R.T.Santoro*; 川崎 弘光*; 山内 通則*
Transactions of the American Nuclear Society, 38, p.555 - 557, 1981/00
原研が1979年にIAEA国際協力トカマク炉(IAEA)のワークショップに提案したINTOR-Jのダイバータ間隙と中性粒子入射ポートからの放射線ストリーミングの影響を評価した。2次元Sn輸送計算法と3次元モンテカルロ計算法を結合させて複雑形状におけるストリーミング解析を効果的に行なった。
