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論文

Heating, current drive, and advanced plasma control in JFT-2M

星野 克道; 山本 巧; 玉井 広史; 大麻 和美; 川島 寿人; 三浦 幸俊; 小川 俊英; 荘司 昭朗*; 柴田 孝俊; 菊池 一夫; et al.

Fusion Science and Technology, 49(2), p.139 - 167, 2006/02

 被引用回数:2 パーセンタイル:18.25(Nuclear Science & Technology)

JFT-2Mで開発されたさまざまな加熱電流駆動装置や外部コイルやダイバーターバイアス装置により得られた成果を先進能動的トカマクプラズマ制御の観点からレビューする。各装置の設計などについても特徴を述べる。この分野でのJFT-2Mの貢献についてまとめる。

論文

よくわかる核融合炉のしくみ,3; プラズマを超高温にする加熱装置

井上 多加志; 坂本 慶司

日本原子力学会誌, 47(2), p.120 - 127, 2005/02

核融合開発の現状と今後の展望を、核融合分野外の日本原子力学会会員に理解してもらうことを目的とした、原子力学会核融合工学部会企画の連載講座第3回である。トカマク型炉で核融合反応を起こし、定常運転を行うために不可欠なプラズマ加熱法として、中性粒子ビーム入射(NBI)と高周波(RF)を取り上げる。そのプラズマ加熱と定常運転・プラズマ高性能化のための電流駆動原理を概説するとともに、ITER向け加熱装置の開発の現状を紹介する。

論文

Heating and current drive by N-NBI in JT-60U and LHD

金子 修*; 山本 巧; 秋場 真人; 花田 磨砂也; 池田 勝則*; 井上 多加志; 永岡 賢一*; 岡 良秀*; 長壁 正樹*; 竹入 康彦*; et al.

Fusion Science and Technology, 44(2), p.503 - 507, 2003/09

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

負イオンNBI装置は、ITER 等の核融合プラズマを加熱・電流駆動するための効果的かつ信頼性ある装置として期待されている。負イオン生成やビーム発生の技術開発は、1980年代に世界的に開始され、現在までに、著しく進展してきた。特に、日本では、二つの大型核融合開発プロジェクトで核融合プラズマの実験研究のために負イオンNBI装置を実際に用いた計画を進めている。一つは、日本原子力研究所におけるJT-60Uトカマク計画であり、他の一つは核融合科学研究所のLHDヘリオトロン計画である。これらの計画は、負イオンNBI装置の開発を更に促進し、両研究所で順調に開発成果を上げてきた。JT-60Uでは、1996年に最初のビーム入射実験を行い、その後、1998年には、LHDでビーム入射実験が行われた。これらは、トカマク及びヘリオトロンでの最初の負イオンNBI装置を用いた加熱・電流駆動実験であり、将来有望な成果が得られた。

論文

ITER及びトカマク炉における中性粒子ビーム装置

井上 多加志

プラズマ・核融合学会誌, 78(5), p.398 - 404, 2002/05

核融合炉用加熱電流駆動装置に対する物理要求を満足するべく設計された、ITER NBシステムの工学設計の概要を紹介する。本稿では加熱・電流駆動にかかわる重要な設計項目であるITERプラズマに対するNB入射装置のレイアウトについて概説する。特にNB周辺電流駆動によって電流分布を制御し、高性能かつ定常化を目指す先進プラズマ運転について、ITER NB設計でどこまでフレキシビリティを確保できるか、という観点から筆者らが解析を行った結果を紹介する。またITERをターゲットとして進められている、負イオン源と加速器の開発の現状について報告し、将来のトカマク原型炉・実証炉設計において描かれているNBの実現性についても言及する。

論文

Design of neutral beam system for ITER-FEAT

井上 多加志; Di Pietro, E.*; 花田 磨砂也; Hemsworth, R. S.*; Krylov, A.*; Kulygin, V.*; Massmann, P.*; Mondino, P. L.*; 奥村 義和; Panasenkov, A.*; et al.

Fusion Engineering and Design, 56-57, p.517 - 521, 2001/10

 被引用回数:59 パーセンタイル:96.52(Nuclear Science & Technology)

ITER-FEAT用中性粒子ビームシステムは2基の入射装置から成り、1MeV,33MWのD$$^{0}$$ビームを入射することによってITER-FEATプラズマを加熱するとともに、3600秒までの入射によりプラズマ電流を駆動して定常運転に貢献する。JT-60ほかにおけるプラズマ物理研究では、周辺部電流駆動による性能向上とその定常化が注目されているが、ITER-FEATでは空間的制約の厳しい水平面内で入射接線半径を最大とし、さらに垂直方向にもビーム軸をプラズマ磁気軸から0.35-0.95mの範囲で可変となることにより、電流駆動位置の最適化が可能な配置・設計となっている。またビームライン機器の構造を最適化した結果、ビームの幾何学的輸送効率が改善され、発散角7mrad以下のビームに対して入射効率40%以上を達成する設計となっている。

論文

Neutral beams for the International Thermonuclear Experimental Reactor

井上 多加志; Di Pietro, E.*; Mondino, P. L.*; Bayetti, P.*; Hemsworth, R. S.*; Massmann, P.*; 藤原 幸雄; 花田 磨砂也; 宮本 賢治; 奥村 義和; et al.

Review of Scientific Instruments, 71(2), p.744 - 746, 2000/02

 被引用回数:17 パーセンタイル:69.07(Instruments & Instrumentation)

トカマク型核融合実験炉では、プラズマ加熱と定常運転のために50MW以上の中性粒子ビーム入射が必要である。ITERでは3基の中性粒子入射装置(NBI)に各々1MeV,40Aの重水素負イオンビームを発生する大型イオン源・静電加速器を用いる設計となっている。ITER環境で1MVの高電圧絶縁にSF$$_{6}$$等の絶縁ガスを用いた場合、放射線誘起伝導(RIC)によってガス中に電流が流れ100kW以上のガス発熱が予測されている。そこでITER用NBIでは真空絶縁方式を検討している。本稿では1MeV静電加速器の開発途上で得られた真空絶縁の実験・解析結果及び設計指針と、それに基づく真空絶縁負イオン源と加速器の設計について報告する。

論文

ITER physics basis, 6; Plasma auxiliary heating and current drive

高エネルギー粒子加熱及び電流駆動専門家G

Nuclear Fusion, 39(12), p.2495 - 2539, 1999/00

ITERの追加熱・電流駆動方式として、電子サイクロトロンシステム、低減混成波帯システム、イオンサイクロトロン波帯システム、中性粒子ビーム入射システムの4つの方式を検討した。日、米、露、欧の4極の専門家グループを中心に、世界中のITER物理R&Dの成果をレビューし、それぞれのシステムごとに達成度、有効性、今後の課題を摘出し、実験炉ITERの加熱電流駆動方式として持つべき性能を提言した。

論文

Design and R&D of high power negative ion source/accelerator for ITER NBI

井上 多加志; 奥村 義和; 藤原 幸雄; 宮本 賢治; 小原 祥裕; 宮本 直樹*; 渡邊 和弘; B.Heinemann*; 谷井 正博*

Fusion Technology 1996, 1, p.701 - 704, 1996/00

ITER用中性粒子入射装置(NBI)では、単機容量1MeV、40Aの重水素負イオンビームを1000秒以上にわたって発生する高出力負イオン源と加速器が必要とされる。原研ではITER用NBIの要ともいえる、このイオン源と加速器の設計および開発研究を、ITER EDAの枠組みの中で行ってきた。イオン源の設計においては、炉環境でも十分な性能を発揮できるように構造・材料を吟味し、また保守時には人の近接保守とマニピュレーターによる遠隔保守を併用しうる構造を提案している。ITER NBIを実現する上で最重要R&D項目は1MeV加速器の開発である。これまでに805keV、0.15A(加速電源電流)のH$$^{-}$$ビーム加速に成功しており、さらに大電流のビームを加速するために、ビーム光学最適化を進めた結果、極めて収束性の良いH$$^{-}$$ビームが得られる運転領域を見出した。また負イオンのはくり損失特性を検討し、電子加速による効率低下が起きにくいとの見通しを得た。

論文

Design analysis for reducing dose rate in the NBI to realize direct access by workers for a fusion experimental reactor

井上 多加志; 柴田 圭一郎*; 真木 紘一*; 山下 泰郎*

Fusion Technology 1996, 0, p.1799 - 1802, 1996/00

核融合実験炉用中性粒子入射装置(NBI)では、炉本体と直結する入射ポート・ビームダクトを通って中性子がNBI内へストリーミングするため、NBI機器が放射化することは避けられない。しかしながら、たとえばITER用NBIでは、主要機器である負イオン源・加速器は炉から20m程離れた遠方に設置されるため、ビームライン中で4桁の中性子束の減衰が期待され、装置の機能・寿命は確保できる。本研究ではNBI室内での作業従事者近接保守を実現するためにITER用NBIの2次元中性子輸送計算・放射化計算・$$gamma$$線輸送計算を行った。その結果、NBI入射装置の外側に厚さ30cmのポリエチレンを中性子遮蔽として設置し、さらに厚さ15cmの磁気遮蔽体である鉄を$$gamma$$線遮蔽に併用することにより、NBI室内の炉停止1日後の線量当量を10$$mu$$Sn/hr程度まで低減しうることを明らかにした。これによりNBI室内での保守作業は作業従事者が直接行えるとの見通しが得られた。

報告書

Shielding analysis of the ITER/EDA NBI duct

S.Zimin*; 真木 紘一*; 高津 英幸; 佐藤 聡; 常松 俊秀; 井上 多加志; 小原 祥裕

JAERI-Tech 94-015, 37 Pages, 1994/08

JAERI-Tech-94-015.pdf:0.92MB

ITER/EDA設計における中性子粒子加熱(NBI)ポートの遮蔽解析を行った。対象とした設計はトロイダル磁場コイル(TFC)個数24であり、DOT3.5を用いた2次元解析を実施した。先ず、全体モデルにてTFCにおける絶縁材吸収線量、核発熱率、及びNBIポートにおける中性子束の評価を行い、続いてNBI詳細モデルにて、NBIポート内部におけるクライオパネルの核発熱と銅電極の損傷率(dpa)を評価した。解析の結果、現ITER/EDA設計におけるTFC及びNBIポートの核的応答は全て許容値を下回ることが分かった。

論文

Study of combined NBI and ICRF enhancement of the D-$$^{3}$$He fusion yield with a Fokker-Planck code

山極 満; 岸本 泰明; 藤井 常幸; 木村 晴行

Nuclear Fusion, 33(3), p.493 - 500, 1993/00

 被引用回数:4 パーセンタイル:31.03(Physics, Fluids & Plasmas)

JT-60Uトカマクの120keV重水素(D)ビームおよび80keV$$^{3}$$HeビームのICRF高調波加熱における核融合出力および残留水素による波動吸収について2次元バウンス平均フォッカープランクコードを用いて解析を行う。低磁場側に水素の第3高調波共鳴($$omega$$=3$$omega$$$$_{CH}$$)を伴う$$^{3}$$Heの第4高調波共鳴($$omega$$=4$$omega$$$$_{C3}$$He(O))および$$^{3}$$Heの第3高調波共鳴($$omega$$=4$$omega$$$$_{CD}$$(O)=3$$omega$$$$_{C3H}$$e(O)=2$$omega$$$$_{CH}$$(O))の両ケースに対して、数パーセントの水素によるICRFパワーの吸収率が大きく、核融合出力の劣化が見られる。後者については$$^{3}$$He(D)領域での第4高調波共鳴によるDビーム加速が核融合出力増大においてより有効に働く。$$^{3}$$Heの第4高調波共鳴における高磁場側での第5高調波共鳴($$omega$$=5$$omega$$$$_{CD}$$)によるDビーム加速の効果および低密度高温度の場合における核融合出力の最適化についても検討がなされる。

報告書

原子力コードのベクトル化と改良; MEUDAS4,FORCE,STREAM V2.6,HEATING7-VP,SCDAP/RELAP5/MOD2.5,NBI3DGFN

根本 俊行*; 鈴木 孝一郎*; 磯辺 信雄*; 町田 昌彦*; 長内 誠志*; 横川 三津夫

JAERI-M 92-142, 117 Pages, 1992/09

JAERI-M-92-142.pdf:2.45MB

本報告はトカマク平衡及び局所MHD安定性解析コードMEUDAS4(CR版、及びFFT版)、磁界解析コードFORCE、3次元熱流体解析コードSTREAM V2.6,自由電子レーザーコードのベクトル化、及び3次元熱解析コードHEATING7-VP,炉心燃料損傷コードSCDAP/RELAP5/MOD2.5、イオンビーム軌道計算コードNBI3DGFNの改良について述べる。オリジナル版のスカラモードに対するベクトル化版の速度向上は、MEUDAS4で2.3~4.9倍、STREAM V2.6で1.9~5.4倍、FORCEで2.6~6.2倍、自由電子レーザーコードで1.9倍が得られた。また、コードの改良では、HEATING7-VPに対し解析領域設定の機能強化、SCDAP/RELAP5/MOD2.5に対してAE化を行なった。

論文

D-$$^{3}$$He fusion yield with higher harmonic ICRF heating of $$^{3}$$He beams

山極 満; 木村 晴行

Nuclear Fusion, 31(8), p.1519 - 1526, 1991/00

 被引用回数:4 パーセンタイル:29.12(Physics, Fluids & Plasmas)

He$$^{3}$$ビームおよびICRF高調波複合加熱によるD-He$$^{3}$$核融合出力の向上について局所的なフォッカープランク方程式に基づく計算によって解析を行った。100keVHe$$^{3}$$ビームの第4高調波加熱による核融合出力はRFパワーに対するビームパワーの比が1/5のとき最も効率的に高められる。最大核融合パワー増倍率は$$Delta$$Qmax~0.043(Te/10[keV])$$times$$($$eta$$e+10$$^{20}$$[m$$^{-3}$$])$$^{1.5}$$により与えられることも見い出された。He$$^{3}$$ビームの基本波加熱および500keVDビーム入射により得られる核融合出力との比較もなされる。

論文

D-He$$^{3}$$ fusion yield in higher harmonic ICRF heated plasma

山極 満; 木村 晴行; 滝塚 知典; 藤井 常幸

Proc. of the 17th EPS Conf. on Controlled Fusion and Plasma Heating, p.1007 - 1010, 1990/00

He$$^{3}$$ビームのICRF高調波加熱によるD-He$$^{3}$$核融合出力について調べた。核融合パワー増倍率、$$Delta$$Q$$_{RF}$$、を局所的なフォッカープランク方程式による計算に基づいて評価した。高He$$^{3}$$密度比($$^{eta}$$He$$^{3}$$/$$eta$$e$$>$$~5$$times$$10$$^{-2}$$)における$$Delta$$Q$$_{RF}$$は基本波加熱の場合を上回る。第4高調波加熱の場合の$$Delta$$Q$$_{RF}$$に対する経験則が得られ、~0.01≦$$^{eta}$$He$$^{3}$$/$$eta$$e≦~0.2および波の屈折率、N$$_{112}$$≦Q(1)に対して適用可能である。また、0.5MW/m$$^{3}$$程度のビームパワーの密度、P$$_{NB}$$、およびRFパワー密度、P$$_{rf}$$、に対する$$Delta$$Q$$_{RF}$$の依存性は比較的弱い。核融合出力を効果的に増大させる上でビーム入射ICRF加熱の組合わせは有効に作用することが示された。

報告書

Transport Analysis of OH and NBI Heated Discharges in JT-60

平山 俊雄; 清水 勝宏; 菊池 満; 白井 浩; JT-60チーム

JAERI-M 87-029, 30 Pages, 1987/03

JAERI-M-87-029.pdf:0.87MB

1次元トカマク輸送コ-ドシュミレ-ションによって、JT-60におけるOHおよびNBI加熱プラズマの輸送特性を解析した。OHプラズマにおけるエネルギ-閉じ込め時間のプラズマ密度上昇に併う飽和現象は、イオン系からのエネルギ-損失が支配的となる為であり、イオン熱伝導率が新古典理論の10倍程度あると仮定すると、計算結果は実験結果を良く表現できる。又、プラズマの電気伝導率は、古典的であり、捕捉電子効果は小さい事が示された。NBI加熱に併うエネルギ-閉じ込め時間の劣化は電子熱伝導の増加によるものであり、20MW入射の場合、Heプラズマで4Xe$$^{I}$$$$^{N}$$$$^{T}$$$$^{O}$$$$^{R}$$,Hプラズマ$$tau$$2Xe$$^{I}$$$$^{N}$$$$^{T}$$$$^{O}$$$$^{R}$$実験結果が説明できる。又、ビ-ム粒子のエネルギ-密度を考慮すると、平衡から評価された蓄積エネルギ-とプラズマ密度と温度から評価した蓄積エネルギ-は良い一致を見る事が示された。

報告書

Annual Report of the Fusion Research Center for the Period of April 1,1984 to March 31,1985

核融合研究センター

JAERI-M 85-205, 214 Pages, 1986/01

JAERI-M-85-205.pdf:6.53MB

昭和59年度の核融合研究センターの研究開発の現状と成果をまとめたものである。

報告書

Japanese Contributions to IAEA INTOR Workshop,Phase Two A,Part 2 Chapter VIII:Physics

竹田 辰興; 荘司 昭朗; 山本 新; 鈴木 紀男; 滝塚 知典; 溝口 忠憲*; 永見 正幸; 川端 一男*; 杉原 正芳; 藤沢 登

JAERI-M 85-080, 70 Pages, 1985/07

JAERI-M-85-080.pdf:2.42MB

この報告書はIAEA主催のINTORワークショップ、フェーズIIA、パー卜2の日本のナショナルレポートの第VIII章に相当するものである。安定限界、閉込め、中性粒子入射加熱と電流駆動、運転シナリオ、燃焼プラズマに関するデータベースの評価を行なった。R&DプログラムとINTOR設計へのインパクトについても考察した。

報告書

Annual Report of the Fusion Research and Development Center for the Period of April 1,1980 to March 31,1981

核融合研究開発推進センター

JAERI-M 82-027, 339 Pages, 1982/03

JAERI-M-82-027.pdf:9.46MB

核融合研究開発センターにおける昭和55年度の研究開発の現状とその成果をとりまとめた報告書である。内容は11章から構成され、核融合研究における理論解析、プラズマ閉じ込めの実験、トカマク装置の技術開発、ダブレットIII実験、プラズマ加熱装置の開発、超伝導磁石の開発、トリチウム技術の開発、核融合炉のシステム設計、JT-60(大型トカマク装置)の製作、真空技術に関する開発、および次期大型トカマク装置の開発などの作業状況がまとめられている。

報告書

Annual report of Division of Thermonuclear Fusion Research and Division of Large Tokamak Development; 1977.4-1978.3

核融合研究部; 大型トカマク開発部

JAERI-M 8059, 280 Pages, 1979/02

JAERI-M-8059.pdf:8.57MB

核融合研究部と大型トカマク開発部の昭和52年度における研究開発の現況とその成果をとりまとめたものである。本報告は以下のような構成である。Preface I.Plasma Theory and Computation II.Troidal Confinement Experiments III.Operation and Maintenance IV.Development of Prasma Heating System V.Surface Science and Vacuum Technology VI.Superconducting Magnet Development VII.Reactor Design Study VIII.Development of a Large Tokamak---JT-60 IX.Development of a Noncircular Tokamak---JT-4 X.Development of the Next Large Tokamak Machine Appendixes

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