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岡 潔
レーザー研究, 31(9), p.612 - 617, 2003/09
原研では、配管内という狭隘な空間において、溶接・切断加工の状況や加工前後の観察を行うことを目的に、1 系統の光ファイバとレンズ光学系で溶接・切断・観察作業を可能とする複合型光ファイバシステムの開発を行ってきた。本件では、開発した複合型光ファイバシステムを使用して高出力YAGレーザを導光する試験を行い、安定したレーザ伝送性能及び画像伝送性能が得られることを確認した。これは、カップリング装置に対して、高出力レーザを複合型光ファイバに入射する際に問題となるレーザの吸収による熱の発生を考慮し、熱が拡散しやすい構造の適用や、水冷により発生した熱を強制的に除去する等の対策を講じた結果、達成可能になったものである。なお、同ファイバにおいては、さらに高出力のレーザパワーを伝送できる可能性を秘めていると考えられる。また、本ファイバシステムを医療用レーザ治療に技術を転用した。現段階では、対物レンズに伝送ロスの問題はあるが、レンズに反射防止コーティング等を行うことで改善が可能であり、低出力な医療用レーザ治療へ適用可能であることを示した。
西尾 敏; 杉原 正芳; 下村 安夫
Fusion Engineering and Design, 23, p.17 - 31, 1993/00
被引用回数:4 パーセンタイル:44.63(Nuclear Science & Technology)トカマク型核融合炉においてプラズマの位置制御を行うにあたって真空容器の外に制御コイルを設置することの可能性を検討した。主な結果は以下の通りである。(1)非円形度が2のプラズマは、プラズマ表面の近くに受動安定化構造物を必要とする。(2)非円形度が2のプラズマを外置コイルで制御する場合、通常状態のプラズマは制御可能であるが、劣化プラズマは制御不能となる。(3)真空容器のトーラス一周抵抗は、制御性にほとんど影響を与えない。(4)非円形度を1.6に下げると、外置コイルを用いて劣化状態のプラズマを制御することが可能となる。
清水 克祐*; 渋井 正直*; 小泉 興一; 金森 直和*; 西尾 敏; 佐々木 崇*; 多田 栄介
JAERI-M 92-135, 139 Pages, 1992/09
均一抵抗型真空容器(薄肉二重壁構造)にコイル系に対する遮蔽機能を備えた遮蔽一体均一抵抗型真空容器の構造検討を行ない、真空容器一般部、現地接続部、炉内コイル取付部の構造を明らかにするとともに今後の課題を摘出した。真空容器一般部の実寸大部分モデルの試作並びに溶接継手部及び部分モデルによる機械試験を行ない、製作性(溶接施工法、手順)並びに溶接継手部の強度データ及び挙動に関する基礎データを取得することができた。
多田 栄介; 吉田 清; 柴沼 清; 秋場 真人; 奥村 義和
核融合研究, 68(3), p.249 - 267, 1992/09
原研では、核融合実験炉の研究開発を進めており、国際熱核融合実験炉(ITER)計画については、日本、欧州(EC)、米国及びソ連の4極協力で既に概念設計を終了している。また、主要な工学分野における技術開発も進展し、工学的規模での技術実証を目的とした工学設計段階を近々開始する予定となっている。本件では、ITERに関連して実施している技術開発の中、超電導コイル、プラズマ対向機器、中性粒子入射及び遠隔保守機器を取り上げ、それらの開発課題及びこれまでの主要な成果について報告する。
沢 正史*; 金森 直和*; 清水 克祐*; 野村 由紀夫*; 大川 慶直; 柴沼 清; 多田 栄介
JAERI-M 92-094, 102 Pages, 1992/07
原研では、臨界プラズマ試験装置(JT-60)に続く次期大型装置として核融合実験炉の研究開発を進めている。ITERは、日本、米国、EC及びロシアの4極協同で進めている国際熱核融合実験炉であり、既に3年間にわたる概念設計を終了している。本件は、ITERの炉構造の主要構成機器の一つであるクライオスタット及びその貫通部の構造設計に係わるものであり、日本提案のコンクリート製クライオスタットを基本とした脱着式上部蓋、開口部、非円形断面ベローズ、大型ゲート弁構造及び冷却配管配置の検討結果を取りまとめたものである。本検討により、遠隔による分解組立性と遮蔽機能を両立する構造概念を明らかにすると共に大型ゲート弁についてはシール部の試作試験を通してくり返しシール特性を把握することができた。
J.R.Miller*; L.Bottura*; 小泉 興一; A.Kostenko*; J.Minervini*; N.Mitchell*; 多田 栄介; 吉田 清
IAEA-CN-53/F-3-7, 7 Pages, 1990/00
国際熱核融合実験炉(ITER)は、四ヶ国(日本、ヨーロッパ連合、米国及びソ連)共同で設計を進めている熱出力1GW級の実験炉である。本作業は、1989年当初から開始され、今年末で概念設計段階を終了する予定となっている。本件では、概念設計段階で検討した超電導コイルシステム(トロイダル及びポロイダルコイル)の基本的特性について記述する。本超電導コイルシステムは、NbSnを用いた強制冷凍型導体で最大11.2Tを発生する16個のトロイダルコイル及び最大13.5Tを発生する8個の中心ソレノイド並びにプラズマ平衡のための6個の外側ポロイダルコイルから構成されており、通電電流値はいずれも30~40kA、使用電圧20kV、総熱負荷100kW、総冷却重量12,000tonという諸元を有している。