検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 7 件中 1件目~7件目を表示
  • 1

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

論文

Development of cold isostatic pressing graphite module for a heat-resistant lower hybrid current drive antenna

前原 直; Goniche, M.*; Kazarian, F.*; 関 正美; 池田 佳隆; 今井 剛*; Beaumont, B.*

Review of Scientific Instruments, 76(5), p.053501_1 - 053501_7, 2005/05

 被引用回数:1 パーセンタイル:88.34(Instruments & Instrumentation)

耐熱負荷用LHCDアンテナとして等方性グラファイトを用いたプラズマ対向機器用モジュール開発を行った。ステンレスフィルム,モリブデンフィルム,銅フィルムを用いてグラファイト材表面に銅コーティングを施した。モジュールは、4分割モジュールで冷却チャンネル付き、長さは206mmである。250kW(125MW/m$$^{2}$$)/700sを伝送することに成功した。この電力密度は、ITERで要求されている電界強度(5kV/cm)で定常運転を実証することができた。モジュールからの放出率は3.2-5.1$$times$$10$$^{-6}$$Pa.m$$^{3}$$/s.m$$^{2}$$ at 100$$^{circ}$$C程度で、LHCDアンテナ独自の真空排気系は不要であるとの結論に達した。本件は、日欧核融合研究協力協定(アネックスIII)に基づいて、原研とCEAカダラッシュ研究所との共同研究として実施された研究の成果を発表するものである。

報告書

Japanese contribution to the design of primary module of shielding blanket in ITER-FEAT

黒田 敏公*; 秦野 歳久; 三木 信晴*; 廣木 成治; 榎枝 幹男; 大森 順次*; 佐藤 真一*; 秋場 真人

JAERI-Tech 2002-098, 136 Pages, 2003/02

JAERI-Tech-2002-098.pdf:24.33MB

ITER-FEATの遮蔽ブランケット設計における日本での検討事項をまとめた。第一壁/遮蔽ブロックの熱・応力解析及び遮蔽ブロックの熱・流力解析を行い、遮蔽ブロックの一部に熱応力が過大となる箇所があること、また遮蔽ブロック内の流路で閉塞的な状態となっている箇所があることを指摘するとともに改善を提案した。つぎに、ソリッド要素を用いた3次元電磁力解析を行って、ディスラプション時にブランケットモジュールに生じる電磁力を求めるとともに、第一壁と遮蔽ブロック、また遮蔽ブロックと真空容器の接続構造の強度検討を行った。最後に、ブランケットへの主給排水管が真空容器内部に埋設された場合の水-水リーク検出システムについて検討した。

報告書

ITER-FEATにおけるタングステン不純物の輸送解析

村上 好樹*; 天野 恒雄*; 清水 勝宏; 嶋田 道也; 小川 雄一*

JAERI-Research 2001-049, 58 Pages, 2001/11

JAERI-Research-2001-049.pdf:3.11MB

1.5次元輸送コードTOTALに任意アスペクト比及び衝突周波数での不純物の新古典粒子束を計算できるコードNCLASSを結合し、ITER-FEATプラズマ中での高Z不純物の挙動を解析した。種々の密度分布に対して、タングステン原子分布及び線輻射パワーを評価した。密度分布が平坦で温度勾配による遮蔽が効果的な場合には全線輻射パワーはコロナ・モデルの1/2程度になることがわかった。核融合出力が700MW(Q=10)の場合、プラズマ性能を大きく劣化させることなくプラズマ境界でのタングステン密度7$$times$$10$$^{15}$$/m$$^{3}$$(電子密度の0.01%,Zettの増加が0.39)程度まで許容可能で、このときの線輻射パワーは約90MWになる。この値は制動放射等を含めると全加熱パワーの半分以上になり、ダイバータ部流入パワーが大幅に低下でき、ITER-FEATにおける高出力運転の可能性を示している。

論文

Performance assessment of ITER-FEAT

村上 好樹*; 仙田 郁夫; Chudnovskiy, A.*; Vayakis, G.*; Polevoi, A. R.*; 嶋田 道也

プラズマ・核融合学会誌, 73(7), p.712 - 729, 2001/07

国際熱核融合実験炉ITER-FEATの性能評価を0次元的コード及び1.5次元輸送コードを用いて行った。標準的な運転シナリオを作成し、密度限界、Hモード遷移しきい値パワーを考慮して運転領域を検討した。温度分布、ピンチ効果による密度分布、不純物量、イオン加熱の割合に対するサーベイを行い閉じ込め裕度を調べた。高Q運転(Q~50)のシミュレーションを行い、パルス的に加熱パワーを加えることで短時間の自己点火運動が可能であることを示した。閉じ込め改善係数が1割改善するか、ヘリウム蓄積が低下すれば持続的な自己点火も可能である。ハイブリッド運転では規格化$$beta$$値を2.5にできれば2000秒以上の運転ができることがわかった。定常運転モードに対する初期的な解析ではH$$_{H}$$=1.5ダイバータ条件と両立する解があることがわかった。また確率論的手法によりQ=10を達成する可能性を評価し、65~90%の値を得た。

報告書

A Design stufy of hydrogen isotope separation system for ITER-FEAT

岩井 保則; 山西 敏彦; 西 正孝

JAERI-Tech 2001-027, 29 Pages, 2001/03

JAERI-Tech-2001-027.pdf:1.11MB

核融合実験炉ITER-FEAT設計作業の一環として、先に設計されたITERの規模縮小に基づく処理流量の減少に対応した水素同位体分離システム(ISS)の概念設計の予備的検討を行った。ISSには三種類のガス流が供給され、深冷蒸留法により高純度トリチウムガス流,高純度重水素ガス流及び軽水素ガス流が生み出される。本報ではシステムの簡略化とITER-FEATの運転シナリオを考慮し、4塔からなる独自の塔構成にISSを提案した。ISS内の最大トリチウムインベントリーについては、運転条件に対応して定まるペレット用のトリチウム濃縮流の検討の進展による低減の可能性を見いだした。また現状の塔構成では環境に排出する軽水素排ガス中のトリチウム濃度がISS運転中に加わるわずかな流量変動によって容易に変動する可能性を指摘し、この流れに対する2塔システムの対策を提案した。

報告書

Annual report of Naka Fusion Research Establishment from April 1, 1999 to March 31, 2000

那珂研究所

JAERI-Review 2000-030, 113 Pages, 2001/01

JAERI-Review-2000-030.pdf:10.11MB

那珂研究所における平成11年度の研究開発活動についての報告である。主な活動は、JT-60とJFT-2Mにおける高性能プラズマの研究、及び工学技術活動(ITER工学R&D)を含むITER工学設計活動(EDA)である。主な成果は、JT-60において換算核融合エネルギー増倍率0.5の負磁気シア放電を0.8秒間維持することに成功したこと、JFT-2Mにおいて低放射化フェライト鋼板の設置によるトカマクの先進化研究を順調に進めていること、Nb$$_{3}$$Snインサート・コイルの製作を完了し中心ソレノイド・モデルコイルとともに試験装置に据え付けたこと等である。ITERに関して、ITER-FEATの概要設計報告書及びその技術文書がとりまとめられた。

論文

Plasma diagnostics for ITER-FEAT

海老澤 克之*; Costley, A.*; Donn$'e$, A. J. H.*; Janeschitz, G.*; 河西 敏; Malaquias, A.*; Vayakis, G.*; Walker, C. I.*; 山本 新; Zavariaev, V.*

Review of Scientific Instruments, 72(1), p.545 - 550, 2001/01

 被引用回数:18 パーセンタイル:28.66(Instruments & Instrumentation)

ITER-FEATの運転制御、物理診断に必要な計測として、磁気、中性子、光学、輻射、分光、マイクロ波干渉、計測用中性粒子入射、圧力、静電圧等を網羅する計測系を計画している。これらは過酷な環境に耐え、高度な計測性能を満たさなければならない。特に真空容器内側に設けるセンサは高い中性子及び$$gamma$$線束、熱負荷、プラズマ周辺からの中性粒子衝撃、ほかの機器で侵食された物質の再付着を考慮する必要がある。また真空容器外側にある複雑な伝送路と計測機器は、真空境界との整合性、トリチウム閉じ込め健全性、保守等の要求を満たすものでなければならない。上記条件を踏まえ、測定技法の選定、照射実験データに基づく材料選定、ITER向けR&Dの成果をもとに工学設計を進めている。本発表は各種計測系に要求される性能、代表的な計測系を示すとともに残された課題にも触れ、ITER計測系全体の概要を紹介するものである。

7 件中 1件目~7件目を表示
  • 1