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論文

流体力学的不安定性と拡散・熱的不安定性に起因する三次元セル状予混合火炎(未燃ガス温度と熱損失の効果)

門脇 敏; 野上 雅人*; Thwe, T. A.; 勝身 俊之*; 山崎 渉*; 小林 秀昭*

日本機械学会論文集(インターネット), 85(879), p.19-00274_1 - 19-00274_13, 2019/11

本研究では、流体力学的不安定性と拡散・熱的不安定性に起因する三次元セル状予混合火炎に及ぼす未燃ガス温度と熱損失の効果を調べるため、三次元圧縮性ナヴィエ・ストークス方程式を採用して三次元の反応流れの数値計算を実行した。未燃ガス温度が下降し熱損失が増大するとともに、火炎の増幅率は小さくなり、不安定領域は狭くなる。これは、主として平面火炎の燃焼速度の低下によるものである。その増幅率と波数を平面火炎の燃焼速度と質量流束密度で標準化すると、未燃ガス温度の下降とともに、標準化した増幅率は大きくなり、不安定領域は広くなる。これは、主に、既燃ガスと未燃ガスの温度比の増加によって熱膨張の効果が強くなること、並びに、ゼルドヴィッチ数の増大に伴う凹凸の火炎面における局所的燃焼速度の変化が顕著になることによるものである。最大増幅率に対応する特性波長をもつ擾乱を平面火炎に加えると、それは固有不安定性により発達し、セル状の火炎面が形成される。標準化したセル状火炎の燃焼速度は、未燃ガス温度の下降とともに増加する。また、熱損失が増大するとセル状火炎の燃焼速度は増加する。これは、熱損失が拡散・熱的不安定性において重要であることを示している。

論文

Effect of re-oxidation rate of additive cations on corrosion rate of stainless steel in boiling nitric acid solution

入澤 恵理子; 山本 正弘; 加藤 千明; 本岡 隆文; 伴 康俊

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(4), p.337 - 344, 2019/04

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

The boiling nitric acid solution containing highly oxidizing cations dissolved from the spent nuclear fuels corrodes stainless steels because of the nobler corrosion potential and their fast reduction rate. The cations themselves are re-oxidized to higher oxidizing states in a bulk solution after the corrosion reaction. In this paper, the re-oxidation rate constants of typical cations, such as Cr, V, Pu, and Np, were analyzed, and discussed about the effect on time dependencies of the corrosion rate. It was indicated that the cations with a large re-oxidation rate constant, such as Np, could keep the corrosion rate at high level continuously for the long immersion duration.

論文

Comparative study on prediction accuracy improvement methods with the use of integral experiments for neutronic characteristics of fast reactors

横山 賢治; 北田 孝典*

Proceedings of 2018 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2018) (CD-ROM), p.1221 - 1230, 2018/04

複数の積分実験データの情報を核データ(炉定数セット)に反映して設計予測精度向上を図る手法として、炉定数調整法(CA), 拡張炉定数調整法(EA), 最小分散不偏推定に基づく炉定数調整法(MRCA), 次元削減炉定数調整法(DRCA)がある。これらの手法をMARBLEシステムに実装し、実規模の問題に適用した。すなわち、原子力機構で整備してきた約500種類に及ぶ高速炉核設計用の積分実験データベースを使って、代表的な次世代高速炉の核設計予測精度を評価した。この結果、いずれの手法も実規模の問題に適用可能であることを確認した。EAを適用する際には、設計対象炉心の詳細な仕様を決定しておく必要があるので、設計段階に応じてCAとEAを使い分けることを推奨する。また、正規分布に従わないようなデータを利用する場合には、MRCAを使うべきである。一方で、DRCAは、実規模の問題に対しても、理論の示す通りCAとMRCAの両方の結果を再現できることを確認した。したがって、結論としては、CAを使う段階においては、DRCAを使えばよいことになる。また、DRCAにはいくつかオプションがあり、炉定数調整手法や結果を検討する目的にも利用することが可能である。

論文

Dimension-reduced cross-section adjustment method based on minimum variance unbiased estimation

横山 賢治; 山本 章夫*; 北田 孝典*

Journal of Nuclear Science and Technology, 55(3), p.319 - 334, 2018/03

 被引用回数:5 パーセンタイル:64.98(Nuclear Science & Technology)

次元削減に関する技術を応用して炉定数調整法の新しい理論式を導出した。この新しい理論式を次元削減炉定数調整法(DRCA)として提案する。DRCAの導出は最小分散不偏推定(MVUE)に基づいており、正規分布の仮定を必要としない。DRCAの結果は、ユーザが定義する行列で指定する次元削減後の特徴空間に依存する。このため、DRCA1, DRCA2, DRCA3という3種類の次元削減炉定数調整法を提案する。数式による検討及び数値計算による検証を行ったところ、DRCA2は、現在広く使われている炉定数調整法と等価になることが分かった。更に、DRCA3は、以前の研究で提案した最小分散不偏推定に基づく炉定数調整法と等価になることが分かった。

報告書

余裕深度処分環境におけるふげん圧力管(Zr-2.5wt%Nb合金)の腐食速度の評価,2; 5ヶ年経過データによる長期腐食の考察

菅谷 敏克; 中谷 隆良; 坂井 章浩

JAEA-Technology 2017-032, 21 Pages, 2018/01

【本報告書は、掲載論文に用いた腐食速度の算出にかかる水素発生データについて、データ取得の信頼性について問題があることが判明したため、一時的に公開を取りやめています。】処分事業の安全評価を行うために必要な核種溶出率の設定を目的に、Zr-2.5wt%Nb合金に対してガス蓄積型腐食試験法を適用し、低温、低酸素およびアルカリ条件下で長期の腐食速度を取得してきた。本報では、長期的な腐食速度の把握を目的に、試験期間5ヶ年(60ヶ月)の腐食速度を取得し、試験期間2ヶ年(24ヶ月)経過までの腐食速度と比較したところ、今回取得した試験期間5ヶ年(60ヵ月)の腐食速度は、試験期間2ヶ年(24ヶ月)までの結果同様、経過時間の-2/3乗に比例するとした評価が適用できると考える。

論文

Development of an extraction chromatography method for the analysis of $$^{93}$$Zr, $$^{94}$$Nb, and $$^{93}$$Mo in radioactive contaminated water generated at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station

島田 亜佐子; 亀尾 裕

Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 310(3), p.1317 - 1323, 2016/12

 被引用回数:5 パーセンタイル:54.39(Chemistry, Analytical)

A new mutual separation method was developed to enable the analysis of $$^{93}$$Zr, $$^{94}$$Nb, and $$^{93}$$Mo in radioactive contaminated water from the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (FDNPS). First, distribution coefficient (${it K}$ $$_{d}$$) values between Tetra Valent Actinide (TEVA) resin, and HF, HF/HNO$$_{3}$$, and HF/HCl solutions were obtained to select the conditions for chromatographic separation. The separation performance of the developed method was validated with a control sample, which contained elements that could be interfere with the measurement of $$^{93}$$Zr, $$^{94}$$Nb, and $$^{93}$$Mo, (Cr, Co, Ni, Ge, and Se) and non-radioactive elements of high-dose nuclides in the contaminated water (Cs, Sr, and Y). The scheme was also evaluated with a simulated seawater sample because seawater was injected into the damaged reactors to assist cooling in the early stages of reactor failure. Finally, the chromatographic separation method was applied to the analysis of$$^{93}$$Zr, $$^{94}$$Nb, and $$^{93}$$Mo in contaminated water sampled at the FDNPS.

論文

Development of design technique for vacuum insulation in large size multi-aperture multi-grid accelerator for nuclear fusion

小島 有志; 花田 磨砂也; 戸張 博之; 錦織 良; 平塚 淳一; 柏木 美恵子; 梅田 尚孝; 吉田 雅史; 市川 雅浩; 渡邊 和弘; et al.

Review of Scientific Instruments, 87(2), p.02B304_1 - 02B304_5, 2016/02

 被引用回数:6 パーセンタイル:39.69(Instruments & Instrumentation)

原子力機構では、ITERやJT-60SAで利用する中性粒子入射装置の実現に向けて、大面積多孔多段負イオン加速器を開発中であり、1MVや500kVの直流超高電圧を真空中で安定して保持できる耐電圧性能が要求されている。そこで、真空放電の物理理解に基づく耐電圧設計手法を確立することを目的として、今回、これまでの耐電圧試験結果に基づいて、多段の入れ子構造である加速電極支持構造の形状を、耐電圧や境界条件から最適化する手法を開発した。本手法では、ビーム光学から要求される電圧及びギャップ長から、電極平板部の面積、つまり同軸の入れ子構造となる円筒型電極の半径を決定することにより、耐電圧を満たすための同軸間ギャップ長を求める。これにより一段分の対向する陰極・陽極の電極構造が決まるため、本手法を段数分くり返すことにより、耐電圧を満たした加速電極支持構造を境界条件の中で一意に設計することが可能となる。得られた加速器の耐電圧を予測するために、未解明であった多段による耐電圧の劣化を、5段電極を用いて実験的に調べた結果、5段の耐電圧は1段耐電圧の段数倍よりも25%程度耐電圧が減少し、段数の増加による影響が見られた。この効果を考慮した結果、本手法によるJT-60用負イオン加速器の耐電圧解析が10%以下の誤差の範囲で一致し、ITERやJT-60SAの耐電圧設計の精度を向上することができた。

論文

Update status of the J-PARC 3NBT control system

大井 元貴; 明午 伸一郎; 圷 敦*; 川崎 智之; 西川 雅章*; 福田 真平

Proceedings of 12th International Topical Meeting on Nuclear Applications of Accelerators (AccApp '15), p.89 - 96, 2016/00

J-PARCでは、3GeV, 1MWの陽子ビームを3GeV陽子ビーム輸送施設(3NBT)を経由して核破砕中性子源施設に輸送する。J-PARCのような大出力の加速器施設では、僅かなビームロスであっても、重大な故障に発展する可能性があるため、小さな異常の段階で迅速に検知するためのシステムが必要であり、EPICSとCSS(Control System Studio)を用いた監視制御システムを開発した。これにより、モニタデータを複合的に評価する環境を構築した。また、ビーム調整を効率よく行うためにSADコードを用いた制御システムを開発し、数ショットのビームで容易にビーム診断および調整を可能にし、ビーム電流密度の平坦化を目的として導入された8極電磁石に起因する非線形ビーム光学への対応も行った。これらのビーム輸送系の制御改良により、ビーム調整の手順が簡略化し数クリックで軌道調整が可能になり、また、習熟度の低いオペレータでも容易に軌道調整が可能になった。

論文

強制流動サブクール沸騰DNBにおける伝熱面温度変化の予測

Liu, W.; Podowski, M. Z.*

日本機械学会熱工学コンファレンス2015講演論文集(CD-ROM), 2 Pages, 2015/10

強制流動サブクール沸騰を用いた高熱機器の出力は、冷却限界、いわゆる限界熱流束(Critical Heat Flux: CHF)に制限される。定常の核沸騰から逸脱し、不安定な気液共存伝熱である過渡沸騰、あるいは伝熱面温度の著しい上昇をもたらす膜沸騰の開始点として、Departure from Nucleate Boiling (DNB)が限界熱流束と深く関係する。今後の高熱機器の熱設計は、DNBを含む各伝熱過程に対し物理現象に基づいたモデリングを行い、温度の著しい上昇を含む温度過渡変化を計算することによってCHFを予測することが期待されるが、その技術は確立されていない。そこで、本報では、DNB時における伝熱流動を、Liquid sublayer dryoutモデルに基づいてモデリングし、熱伝導方程式を解くことによって液膜厚さや伝熱面温度の過渡変化を得られた。大気泡下の液膜は、蒸発によってdryoutし、DNB発生する過程を予測できたが、実験で確認された、ヒータ焼損につながる温度の著しい上昇が再現されなかった。これを再現するには、DNB発生時の壁面と接触した大気泡速度、及びDNB発生後の過渡沸騰や膜沸騰領域の伝熱をモデル化する必要があると考える。

論文

Thermal strain in superconducting Nb$$_{3}$$Sn strand at cryogenic temperature

Harjo, S.; 川崎 卓郎; 辺見 努; 伊藤 崇芳*; 中本 建志*; 相澤 一也

JPS Conference Proceedings (Internet), 8, p.031001_1 - 031001_5, 2015/09

Measurements of thermal strains in the superconducting constituent (Nb$$_{3}$$Sn phase) in Nb$$_{3}$$Sn strand were performed using BL19 Takumi of MLF, J-PARC. Lattice parameters of Nb$$_{3}$$Sn phase change continuously with increasing temperature. To avoid the thermal expansion effect, lattice parameters of the filaments (extracted from the strand) measured at the same temperatures were used to estimate the thermal strains in Nb$$_{3}$$Sn phase. As results, thermal strains for axial direction below 50 K are kept roughly constant at large compressive values, while the values are much lower (the difference is $$sim$$0.13%) than that measured at room temperature.

論文

Long pulse acceleration of MeV class high power density negative H$$^{-}$$ ion beam for ITER

梅田 尚孝; 小島 有志; 柏木 美恵子; 戸張 博之; 平塚 淳一; 渡邊 和弘; 大楽 正幸; 山中 晴彦; 花田 磨砂也

AIP Conference Proceedings 1655, p.050001_1 - 050001_10, 2015/04

ITER中性粒子入射装置では、1MeV, 40A(電流密度200A/m$$^{2}$$)の大電流の重水素負イオンビームを3600秒間にわたって加速することが要求されている。この負イオンビーム加速を実証するため、原子力機構のMeV級試験装置で長パルスのビーム加速試験を行っている。今回、冷却性能を上げるため磁石と冷却管位置を変更した長パルス用の引出電極を開発した。さらに、負イオンの衝突と2次電子の発生を抑制するため電子抑制電極の孔径を14mmから16mmに大きくし、電極へのビーム衝突を減らすため孔軸変位量も修正した。これにより負イオンの透過率が上がり、電極全体の熱負荷は14%から11%に低下した。そして、加速電圧700kV、ビーム電流密度100A/m$$^{2}$$の負イオンビームを装置の限界である60秒間安定に加速することができた。

報告書

JT-60中性粒子入射加熱装置の解体

秋野 昇; 遠藤 安栄; 花田 磨砂也; 河合 視己人*; 椛澤 稔; 菊池 勝美*; 小島 有志; 小又 将夫; 藻垣 和彦; 根本 修司; et al.

JAEA-Technology 2014-042, 73 Pages, 2015/02

JAEA-Technology-2014-042.pdf:15.1MB

日欧の国際共同プロジェクトであるJT-60SA計画に従い、JT-60実験棟本体室・組立室及び周辺区域に設置されている中性粒子入射加熱装置(NBI加熱装置)の解体・撤去、及びその後の保管管理のための収納を、2009年11月に開始し計画通りに2012年1月に終了した。本報告は、NBI加熱装置の解体・収納について報告する。

論文

国際熱核融合実験炉・ITERに用いられる大電流加速器用FRP絶縁管

井上 多加志

強化プラスチックス, 60(7), p.269 - 270, 2014/07

国際熱核融合炉(ITER)のNBI加熱装置に用いられる加速器では、1MV, 40Aの大電力でイオンビームを加速するために直径約1.8mの大口径絶縁管が必要である。しかしながらセラミック、冬季などの無機材料でこのような大口径絶縁管を製作した例はなく、大口径セラミック絶縁管の開発を進めるとともに、ガラス繊維強化エポキシ(FRP)製大口径絶縁管を用いて1MeV水素負イオンビームの開発研究を推進してきた。開発当初はFRPからの脱ガスに続く絶縁破壊が頻発したが、真空,金属, FRPの接点である三重点近傍FRPにエポキシ溶融を見出し、大型金属構造物による三重点の電界強度低減を図った結果、1MV高電圧の長時間保持に成功し、ITER要求性能:ビームエネルギー1MeV、負イオン電流密度200A/m$$^{2}$$のところ、短パルスながら0.98MeV、185A/m$$^{2}$$の水素負イオン加速を達成している。

論文

Progress of neutral beam injection system on JT-60U for long pulse operation

池田 佳隆; 粒子ビーム加熱システム開発グループ; トカマク国内重点化装置設計チーム

Journal of the Korean Physical Society, 49, p.S43 - S47, 2006/12

JT-60Uでは2種類のNBI装置があり、1つは正イオンを用いて80-85keVのビームエネルギーの粒子入射を行うP-NBI、もう1つは負イオンを用いて350keV以上のビームエネルギーの粒子入射を行うN-NBIである。最近、長パルスのプラズマ研究のため、NBI装置のパルス幅を30秒にすることが求められた。4つの接線入射P-NBIユニットは85keV, 2MWで30秒化改造を行った。残りの7つの垂直入射P-NBIユニットは10秒入射を繋ぐことで30秒入射を実現した。N-NBIに関しては、イオン源電極の熱負荷を軽減する改造を行い、350keV, 約1MWで25秒の入射を達成した。さらに次段階として、超電導コイルを導入するJT-60Uの改造(NCTと呼ぶ)では、NBI装置の100秒化が計画されている。本論文では、最近のJT-60UにおけるNBI装置の進展とNCTに向けたNBI改造設計について報告する。

論文

Demonstration of JK2LB jacket fabrication for ITER central solenoid

濱田 一弥; 中嶋 秀夫; 河野 勝己; 高野 克敏*; 堤 史明*; 関 秀一*; 奥野 清; 藤綱 宣之*; 溝口 満*

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 16(2), p.787 - 790, 2006/06

 被引用回数:6 パーセンタイル:38.57(Engineering, Electrical & Electronic)

原研では、国際熱核融合実験炉(ITER)の活動の一環として、中心ソレノイド(CS)のジャケットの試作作業を進めている。ITER CSの導体は、外形51.4mm角,内径35.1mmの穴を持つ矩形ジャケットを使用する。ジャケットは、4Kで耐力1000MPa以上,破壊靭性値KIC(J)130MPa$$sqrt{m}$$以上が要求される。ジャケット材料には、原研が開発したJK2LB鋼(0.03C-22Mn-13Cr-9Ni-1Mo-0.2N-B)を使用する。素材の製作として、3ton溶解炉及びElectroslag Remelting(ESR)工程を経て、直径170mmのJK2LB鍛造ビレットを1.6ton製作し、良好な熱間加工特性及び量産が可能であることを確認した。ジャケットは外形及び内径精度が+/-0.2mm、穴の偏芯率10%以下、ジャケット単長は最低5mを達成する必要がある。試作した鍛造ビレットから、熱間押し出し及び冷間引抜によりジャケットを試作し、寸法精度を確認した。その結果、外形及び内径の変動は0.2mm以下、偏芯率は5%以下、ジャケットの単長は7mであることを確認した。以上の結果より、ITER CSジャケットの製作に必要な技術を確立できた。

論文

A New model to simulate critical current degradation of a large CICC by taking into account strand bending

小泉 徳潔; 布谷 嘉彦; 奥野 清

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 16(2), p.831 - 834, 2006/06

 被引用回数:24 パーセンタイル:72.52(Engineering, Electrical & Electronic)

ITERモデル・コイル試験で、大型Nb$$_{3}$$Snケーブル・イン・コンジット(CIC)導体に、臨界電流値(Ic)とn値の劣化が観測された。また、この劣化は、電磁力が大きくなる程大きくなった。他方、Nb$$_{3}$$Al導体を使用したCIC導体では、劣化は観測されなかった。これらの結果を説明するために、素線の試験結果をもとにした新たに解析モデルを考案した。本モデルでは、個々の素線の横荷重によるIcとn値の劣化を測定し、静水圧モデルを仮定して導体断面内の横荷重を求め、これらの結果から、導体内の個々の素線のIcとn値を評価し、その結果として、導体のIcとn値を求める。解析の結果、Nb$$_{3}$$Sn導体では、電磁力が積分され、素線に加わる横荷重が最大となる低磁場側から常伝導転移が起こり、その結果として、Icとn値の大幅な劣化が起こることがわかった。他方、Nb$$_{3}$$Al導体では、常伝導転移は高磁場側から起こり、そこでは、横荷重は小さいため、素線の劣化が小さく、結果として、導体のIc, n値の劣化が無いことが模擬できた。以上より、新たに開発したモデルの妥当性が検証できた。

論文

Effects of tensile and compressive strain on critical currents of Nb$$_{3}$$Al strand and cable-in-conduit conductor

木津 要; 土屋 勝彦; 島田 勝弘; 安藤 俊就*; 菱沼 良光*; 小泉 徳潔; 松川 誠; 三浦 友史*; 西村 新*; 奥野 清; et al.

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 16(2), p.872 - 875, 2006/06

 被引用回数:1 パーセンタイル:12.39(Engineering, Electrical & Electronic)

Nb$$_{3}$$Al素線の臨界電流値(Ic)は歪みにより減少する。ケーブル・イン・コンジット導体(CICC)中の素線には熱歪みと曲げ歪みが加わる。しかしながら、JT-60定常高ベータ化計画のR&Dにおいてリアクト・アンド・ワインド法によって製作されたNb$$_{3}$$Al-D型コイルにおいては、0.4%の曲げ歪みが印加されてもIcは減少しないことが見いだされている。これは、素線の曲げ歪みがケーブル効果により緩和したことを示唆している。CICCのIcに対する曲げの効果を評価するためには、素線に対する引張り・圧縮歪みの効果と、CICC中の素線の歪み緩和効果を調査する必要がある。そこで本研究では、素線及びCICCサンプルに引張り・圧縮歪みを印加できる装置を開発した。サンプルはベリリウム銅製のねじりコイルばね形状のサンプルホルダー表面に取り付けられ、ホルダーをねじることで歪みが印加される。CICCサンプルを取り付け可能とするために82mm径のサンプルホルダーを製作した。Nb$$_{3}$$Al素線サンプルのIcを外部磁場6$$sim$$12T,歪み-0.86%$$sim$$+0.18%の範囲で測定することに成功した。外部磁場11T,歪み-0.86%でのIcは歪み0%の65%に減少することが見いだされた。

論文

Numerical simulation of the critical current and n-value in Nb$$_{3}$$Sn strand subjected to bending strain

広橋 雅元*; 村上 陽之*; 石山 敦士*; 植田 浩史*; 小泉 徳潔; 奥野 清

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 16(2), p.1721 - 1724, 2006/06

 被引用回数:9 パーセンタイル:48.15(Engineering, Electrical & Electronic)

Nb$$_{3}$$Sn CIC導体のITERへの適用性を実証するために試験したモデル・コイルで、臨界電流値とn値の劣化が観測された。この原因として、導体内の素線の局所的で連続的な曲げが考えられている。そこで、臨界電流値、及びn値に対するこのような連続曲げの影響を、より一般的に評価するために、新たなモデルを構築し、解析コードを開発した。本モデルでは、フィラメントのツイスト効果や、隣接するフィラメントだけでなく他の離れたフィラメントとの電気的接触も考慮した。解析手法として、分布定数回路方程式を差分法により離散化し、ニュートン・ラプソン法で非線形方程式を解いて、フィラメント間の転流を計算した。解析結果は、これまでの実験結果を比較的よく模擬したが、より精度の高い解析のためには、フィラメント間の抵抗のモデル化を改良する必要があることがわかった。

論文

Internally Cu-stabilized RHQT Nb$$_{3}$$Al superconductors with Ta matrix

竹内 孝夫*; 田川 浩平*; 野田 哲司*; 伴野 信哉*; 飯嶋 安男*; 菊池 章弘*; 北口 仁*; 小菅 通雄*; 土屋 清澄*; 小泉 徳潔; et al.

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 16(2), p.1257 - 1260, 2006/06

 被引用回数:6 パーセンタイル:38.57(Engineering, Electrical & Electronic)

次期核融合炉では、16T以上の高磁場で大電流を流す導体が必要となる。急熱急冷変態法(RHQT)Nb$$_{3}$$Al線は、2次熱処理前に撚線加工が行えるので、RHQT-Nb$$_{3}$$Al CIC導体は、その有力な候補導体として考えられている。CIC導体で使用する丸線には、従来は、1900$$^{circ}$$C程度の1次熱処理でNb母材と反応しない銀を安定化材として使用していた。しかし、銀,Nbには放射化の問題があるため、タンタルを母材とし、安定化材として銅を使用する製造方法の開発を試みた。

論文

Present status of the negative ion based NBI system for long pulse operation on JT-60U

池田 佳隆; 梅田 尚孝; 秋野 昇; 海老沢 昇; Grisham, L. R.*; 花田 磨砂也; 本田 敦; 井上 多加志; 河合 視己人; 椛澤 稔; et al.

Nuclear Fusion, 46(6), p.S211 - S219, 2006/06

 被引用回数:52 パーセンタイル:86.86(Physics, Fluids & Plasmas)

JT-60Uの負イオンNBI装置では、準定常状態のプラズマ研究を行うため、パルス幅を10秒から30秒に拡張する試みに着手した。そのための最も重要な課題は、イオン源電極の熱負荷軽減であり、2つの改良を提案した。1つは、ビーム同士の相互作用によるビームの拡がりの抑制であり、そのために薄板を引出電極に取付け、局所的な電界を修正した。その厚みは、ビームの偏向を最適に制御するよう決めた。もう1つは、負イオンから電子が剥ぎ取られ、その電子がイオン源内で加速,電極に衝突するストリッピング損失の低減化である。このために加速部の真空排気速度を改善するようイオン源を改造した。これらの改造を行い、現在まで17秒,1.6MWあるいは25秒,約1MWの入射に成功した。

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