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論文

Progress in physics basis and its impact on ITER

嶋田 道也; Campbell, D.*; Stambaugh, R.*; Polevoi, A. R.*; Mukhovatov, V.*; 朝倉 伸幸; Costley, A. E.*; Donn$'e$, A. J. H.*; Doyle, E. J.*; Federici, G.*; et al.

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

この論文では、物理基盤の最近の進展によって、ITERの性能予測がどのように影響されるかを要約する。これまで懸案であった課題についての進展、及びハイブリッド及び定常運転シナリオが新たに開発されたことによってITERの目標達成はより確実となった。安全係数が4付近において電流分布を調整することにより、標準のHモードよりも閉じ込めを改善し、壁無し条件でのベータ限界にまでベータを上昇させることが可能であることが実験で明らかになった。この結果をITERに適用すると、12MA程度の低いプラズマ電流で、ELMが小さく、Qが10以上で1000秒以上の長パルス運転が可能である。電流減衰時間及びハロー電流に関する指針を実験データベースから導出してディスラプションの解析を行った。保守的な仮定を用いても真空容器内機器の電磁力は設計目標を下回り、ITERの設計がディスラプションに伴う力に対して十分な耐性を持つことを明らかにした。

論文

Conceptual tokamak design at high neutron fluence

荒木 政則; 佐藤 真一*; 仙田 郁夫; 大森 順次*; 荘司 昭朗

Fusion Engineering and Design, 58-59, p.887 - 892, 2001/11

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

現在、国際協力で進めているITER工学設計において、より魅力的な工学試験が見込めるトカマク機器の構造概念を提案する。本提案は、ITERの実験を二期に分けて考えた時、後半の10年間でおもに工学機器の試験が予定されている。小型化したITERにおいても、主要な機器を変更することなく、工学試験で要求される中性子束やフルーエンスを現状の2倍程度(従来の大型ITERとほぼ同等)にでき、プラズマ運転と整合する炉概念を提示する。

論文

High performance and current drive experiments in the JAERI Tokamak-60 Upgrade

近藤 貴; JT-60チーム

Physics of Plasmas, 1(5), p.1489 - 1496, 1994/05

 被引用回数:19 パーセンタイル:58.52(Physics, Fluids & Plasmas)

JT-60Uにおいて得られた高核融合積、ならびに電流駆動実験について発表する。(1)運転条件の最適化、中性粒子ビームのパワーアップ、第一壁のボロン化等により、閉じ込め改善モードが見いだされ、核融合積1.1$$times$$10$$^{21}$$m$$^{-3}$$・s・keVが達成された。この改善モードは、高$$beta$$pHモードと呼ばれ、プラズマ中心部と端部の両方で閉じ込めを改善した事により得られた,(2)トカマクプラズマの定常化と電流分布制御の目的で、低域混成波電流駆動(LHCD)、中性粒子ビーム電流駆動(NBCD)、ならびにブートストラップ(BS)電流の実験も進展した。LHCDでは48$$times$$4導波管の大面積ランチャーが取付けられ、最大10MWの入射が可能となった。これにより3.6MAの非誘導電流駆動を達成した。また、NBCDおよびBS電流の組み合わせで、0.4MAの非誘導電流駆動を実証した。

報告書

Study on operational capability of ITER

仲里 敏子*; 溝口 忠憲*; 下村 安夫; 杉原 正芳; 常松 俊秀

JAERI-M 91-209, 38 Pages, 1991/12

JAERI-M-91-209.pdf:1.25MB

ITER(国際熱核融合実験炉)の設計パラメータと運転性能についてシステム解析を行なった。ITERの自己点火運転の能力は新しく導出されたITER89Lモード則に対しても、従来の各種Lモード則とほぼ同程度であることが確認された。また新しく導出されたHモード則に対しても同様の評価を行なったところ十分な自己点火性能を有することが確認された。ハイブリッド長パルスおよび定常運転に対しては、壁負荷が高い時にはベータ限界が制限条件となり、またダイバータ条件(熱負荷など)が最も厳しい制限条件であることが示された。これらの制限条件を緩和する可能性として中間Zの不純物混入とトロイダル磁場増大の二つの方法が調べられ、それぞれ有効であることが示された。

論文

Optimization of OH coil recharging scenario of quasi-steady operation in tokamak fusion reactor by lower hybrid wave current drive

杉原 正芳; 藤沢 登; 山本 巧; 西尾 敏; 岡崎 隆司*; 飯田 浩正; 吉津 達弘*; 中島 昭裕*

Nucl.Eng.Des./Fusion, 1, p.265 - 277, 1984/00

 被引用回数:2 パーセンタイル:30.46(Nuclear Science & Technology)

低減混成波を用いた電流駆動による、トカマク核融合炉の準定常運転における変流器コイル再充電シナリオの最適化を、簡単な物理モデル方式によって検討した。このシナリオにおいては、変流器コイルの再充電時間の最小化、又はそのために必要な蓄積エネルギーの最小化が重要であり、それはプラズマ温度をあまり高くせずに十分に大きな高周波駆動電流を流すことによって達成できる。低密度で、中の広い波のスペクトルがこのために必要であることが示された。核融合実験炉の基本パラメータに対しては、最小充電時間は3~5秒1V・secである。

報告書

Physics Design Considerations of Steady and Quasi-Steady Fusion Experimental Reactor by Lower Hybrid Wave Current Drive

杉原 正芳; 藤沢 登; 山本 巧; 吉津 達弘*; 中島 昭裕*; 上田 孝寿*; 西尾 敏; 飯田 浩正

JAERI-M 83-174, 38 Pages, 1983/10

JAERI-M-83-174.pdf:0.9MB

低域混成波を用いた電流駆動による、核融合実験炉の可能性の高いシナリオに対する、最適なプラスマおよび高周波波動のパラメータを、簡単な物理モデル方程式によって検討した。検討は、(I)準定常 (II)定常の二つのシナリオについて行った。(I)においては変流器コイルの反転時間の最小化や蓄積エネルギーの最小化が重要であり、プラズマ温度を余り高くせずに十分な高周波電流を駆動することで達成できる。(II)においてはエネルギー増倍率Q値が重要であり、多くの制約条件を満足する最大のQ値は5~10となる。これらの検討によって二つのシナリオの炉への適用性や問題点が明らかにされた。

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