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論文

Overview of national centralized tokamak program; Mission, design and strategy to contribute ITER and DEMO

二宮 博正; 秋場 真人; 藤井 常幸; 藤田 隆明; 藤原 正巳*; 濱松 清隆; 林 伸彦; 細金 延幸; 池田 佳隆; 井上 信幸; et al.

Journal of the Korean Physical Society, 49, p.S428 - S432, 2006/12

現在検討が進められているJT-60のコイルを超伝導コイルに置き換える計画(トカマク国内重点化装置計画)の概要について述べる。本計画はITER及び原型炉への貢献を目指しているが、その位置づけ,目的,物理設計及び装置設計の概要,今後の計画等について示す。物理設計については、特に高い規格化ベータ値を実現するためのアスペクト比,形状因子及び臨界条件クラスのプラズマや完全非誘導電流駆動のパラメータ領域等について、装置については物理設計と整合した設計の概要について示す。

論文

Design study of national centralized tokamak facility for the demonstration of steady state high-$$beta$$ plasma operation

玉井 広史; 秋場 真人; 疇地 宏*; 藤田 隆明; 濱松 清隆; 橋爪 秀利*; 林 伸彦; 堀池 寛*; 細金 延幸; 市村 真*; et al.

Nuclear Fusion, 45(12), p.1676 - 1683, 2005/12

 被引用回数:15 パーセンタイル:47.42(Physics, Fluids & Plasmas)

トカマク国内重点化装置の設計研究をまとめた。装置の設計は、プラズマのアスペクト比と形状制御性に関して自由度を広く確保できることが求められている。これは、ITERと平行して研究を進めるとともに、定常高ベータプラズマ運転についての科学的なデータベースをDEMOへ提供する観点から重要である。この目標に合致するように、プラズマのアスペクト比と形状の自由度の確保について、これまで比較的困難であったダイバータ排気性能との両立が図られるように装置設計を行った。この装置設計に基づいて、閉じ込め,安定性,電流駆動,ダイバータプラズマ等の物理性能を評価し、主目的である定常高ベータプラズマを実現するための制御方法を検討した。

論文

JT-60UにおけるN-NBI加熱・電流駆動とトカマク定常化

池田 佳隆; 及川 聡洋; 井手 俊介

プラズマ・核融合学会誌, 81(10), p.773 - 778, 2005/10

トカマク定常核融合炉では、循環エネルギーが低い非誘導運転を行うために、高効率な電流駆動方式と高い自発電流の割合が必要である。NBIは電流駆動と加熱に対し強力かつ有効な手段である。JT-60Uでは350keV以上のエネルギー粒子を入射する負イオンNBIを有し、ITER級の領域でNBIの電流駆動と加熱を研究している。本解説は、ITERやトカマク核融合炉の連続運転に向けた最近の負イオンNBI実験と装置の進展について述べたものである。

論文

ブートストラップ電流による高ベータ低アスペクト炉の定常維持

仙石 盛夫

プラズマ・核融合学会誌, 80(11), p.940 - 943, 2004/11

球状トカマク(ST)の最近の実験では、中心ソレノイドコイル無しの電流立上げ,高い非誘導電流率,内部輸送障壁の生成等が次々と実証されており、従来のトカマク同様に炉設計においてはこれらを想定しうるものと考えられる。これらの結果を低アスペクトトカマク炉の非誘導定常運転シナリオの検討に反映するために、商用炉VECTOR-OPT(原研設計)のブートストラップ電流比と中性粒子駆動電流比を評価した。規格化$$beta$$がST炉で典型的な値である5以上になると完全非誘導の定常運転が期待できることが示された。

論文

Advanced control scenario of high-performance steady-state operation for JT-60 superconducting tokamak

玉井 広史; 栗田 源一; 松川 誠; 浦田 一宏*; 櫻井 真治; 土屋 勝彦; 森岡 篤彦; 三浦 友史; 木津 要; 鎌田 裕; et al.

Plasma Science and Technology, 6(3), p.2281 - 2285, 2004/06

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.02(Physics, Fluids & Plasmas)

JT-60SCの高性能定常運転シナリオをTOPICSを用いて検討・評価し、$$beta$$$$_N$$$$sim$$5で自発電流割合$$sim$$86%の定常状態をI$$_p$$=1.5MA, B$$_t$$=2T, NBパワー11MWで維持できることを示した。またERATO-Jを用いた解析を行い、導体壁半径とプラズマ小半径との平均比約1.2では、トロイダルモード数1、または2の外部キンクモードに対する壁安定効果により、$$beta$$$$_N$$$$leq$$5.5まで達成可能であることを示した。さらに 、プラズマを壁に近付けることによって発生する抵抗性壁モードは、容器内コイルを用いた能動制御により抑制されると予測している。一方、$$beta$$$$_N$$のさらなる向上のためにTOSCAによるプラズマ形状の解析を行い、S=(I$$_p$$/aB$$_t$$)q$$_9$$$$_5$$で定義されるプラズマ形状係数(非円形度と三角形度に強く依存)を$$sim$$4から$$sim$$6まで変えられることを示した。これは高性能プラズマ運転を実現するうえで重要な電流分布と圧力分布の制御性の拡張を示唆している。

論文

A Review of internal transport barrier physics for steady-state operation of tokamaks

Connor, J. W.*; 福田 武司*; Garbet, X.*; Gormezano, C.*; Mukhovatov, V.*; 若谷 誠宏*; ITB Database Group; ITPA Topical Group on Transport and Internal Barrier Physics*

Nuclear Fusion, 44(4), p.R1 - R49, 2004/04

 被引用回数:272 パーセンタイル:76.74(Physics, Fluids & Plasmas)

トカマクにおける内部輸送障壁(ITB)の形成とその特性に関する実験と理論研究の現状について初めてレビューする。特にITBの理論モデリングに関する現状とITBの実験データを世界の9台のトカマク装置から集めた国際ITBデータベースについて述べるとともに、このデータベースを用いてITB形成に必要な実験条件と理論モデルとの比較について述べる。またトカマクの定常運転に関する実験の状況についてレビューし、ITER定常運転シナリオを達成するための課題と展望について議論する。

論文

Recent results and modification program of JT-60 toward high integrated performance

松川 誠; JT-60チーム

IEEE Transactions on Plasma Science, 32(1), p.135 - 143, 2004/02

 被引用回数:1 パーセンタイル:3.01(Physics, Fluids & Plasmas)

JT-60装置は、炉心プラズマ技術に関する科学的基盤の確立を目的としており、これまでにITERや原型炉を展望できる数多くの成果を挙げてきた。すなわち、世界に先駆けて高$$beta$$$$_{p}$$-Hモードや負磁気シア運転法などの高性能プラズマに関する新しい運転領域を開拓し、核融合三重積が(3.1$$times$$10$$^{20}$$ m$$^{-3}$$ s keV)の完全電流駆動プラズマや、高い規格化ベータ($$beta$$$$_{N}$$=2.7)での準定常維持(7.4秒間)、あるいはECHを用いた新古典テアリングモードの抑制法などの、先進的なプラズマ制御技術を実証した。現在、これまでの研究成果をさらに発展させ、発電実証プラントでの経済性向上を可能とする高ベータ定常運転技術の確立と、環境適合性改善のための低放射化材料のプラズマ適合性試験などを目的とした、JT-60の改修計画を検討している。講演では、JT-60における最近の高性能プラズマ実験の成果と先進的プラズマ制御の技術開発、及びJT-60改修計画の詳細について述べる。

報告書

ITER真空容器溶接部のすきま腐食感受性評価

中平 昌隆

JAERI-Tech 2003-083, 79 Pages, 2003/11

JAERI-Tech-2003-083.pdf:10.29MB

ITER真空容器は、二重壁構造となっており、二重壁内部に冷却水を使用することが想定されている。この二重壁の外壁と補強リブの溶接継手には、部分溶け込み溶接が採用される予定であるが、この継手の冷却水に接する部分に、溶接に起因する、長さ5mm以下,すきま0.5mm以下のすきまが生じる。冷却水の水質などの環境条件によっては、このすきま部にすきま腐食の発生が懸念されている。したがって、この溶接継手すきま部の、すきま腐食感受性を評価する必要がある。ここでは、すきま腐食臨界電位概念に基づき、 ITERの通常運転中の冷却条件である150$$^{circ}$$Cの運転温度、200$$^{circ}$$Cでのベーキング温度及び異常時点検用の乾燥後の通水プロセスなどの環境を模擬し、加速のために濃度を高めた複数の塩化物イオン環境下において、実機溶接すきま部のすきま腐食感受性を評価した。具体的には、SUS316L材から金属すきま試験片を作成し、上記条件のもとで、腐食すきま再不働態化電位(E$$_{R,CREV}$$)の測定を実施した。得られた塩化物イオン濃度依存性データと、当該環境の定常腐食電位の推定値から局部腐食臨界電位概念に基づき、ITER溶接部のすきま腐食感受性を評価した。

論文

Observation of high recycling steady H-mode edge and compatibility with improved core confinement mode on JFT-2M

神谷 健作; 木村 晴行; 小川 宏明; 川島 寿人; 都筑 和泰; 佐藤 正泰; 三浦 幸俊; JFT-2Mグループ

Nuclear Fusion, 43(10), p.1214 - 1219, 2003/10

JFT-2M装置において、第一壁のボロン化後に高リサイクリング定常(HRS)H-modeが得られる新しい運転領域を開拓した。このH-modeは定常性を有しており、大きなELMが無いのでダイバータ板への熱負荷を低減でき、グリーンワルド密度(nGW)の約70%付近までの高密度運転が可能である(閉じ込め改善度: 1.5)。HRS H-mode遷移時にコヒーレント成分を有する特徴的な磁場揺動が観測されており、その運転領域は比較的高い中性粒子圧力下での高密度(ne/nGW$$>$$0.4)で観測され易いが、広い範囲の安全係数q95(2$$<$$q95$$<$$3付近の低q95でも)で得られている。HRS H-mode境界の最大の特徴は、プラズマコア部の閉じ込め改善モードと両立可能な点にある。今回、HRS H-mode境界に内部輸送障壁(ITB)を重畳させることによって、過渡的ながら規格化ベータ値($$beta_N$$)が~3に達する高性能プラズマを得ている。

論文

Observation of high recycling steady H-mode edge and compatibility with improved core confinement mode on JFT-2M

神谷 健作; 木村 晴行; 小川 宏明; 川島 寿人; 都筑 和泰; 佐藤 正泰; 三浦 幸俊; JFT-2Mグループ

Nuclear Fusion, 43(10), p.1214 - 1219, 2003/10

 被引用回数:35 パーセンタイル:72.54(Physics, Fluids & Plasmas)

JFT-2M装置において、第一壁のボロン化後に高リサイクリング定常(HRS)H-modeが得られる新しい運転領域を開拓した。このH-modeは定常性を有しており、大きなELMが無いのでダイバータ板への熱負荷を低減可能で、グリーンワルド密度(nGW)の約70%付近までの高密度運転が可能である(閉じ込め改善度H$$_{89}$$P~1.5)。HRS H-mode遷移時にコヒーレント成分を有する特徴的な磁場揺動が観測されており、その運転領域は比較的高い中性粒子圧力化での高規格化密度(ne/nGWが約40%以上)で観測され易いが、広い範囲の安全係数q95(2~3付近の低安全係数でも)で得られている。 HRS H-mode境界の最大の特徴は、プラズマコア部の閉じ込め改善モードと両立可能な点にある。今回、HRS H-mode境界に内部輸送障壁(ITB)を重畳させることによって、過渡的ながら規格化ベータ値($$beta$$$$_{N}$$)が約3.1に達する高性能プラズマを得ている。

論文

Dynamics of plasma during the formation of a weak negative central magnetic shear configuration using counter neutral beam injection in the JFT-2M tokamak

神谷 健作; 木村 晴行; 小川 宏明; 川島 寿人; 都筑 和泰; 伊世井 宣明; 佐藤 正泰; 篠原 孝司

プラズマ・核融合学会誌, 78(12), p.1361 - 1367, 2002/12

反電流方向中性粒子ビーム入射による電子密度の尖塔化を伴う閉じ込め改善モードにおいては、鋸歯状振動の安定化が観測されている。運動シュタルク効果を利用した電流分布測定を行うことにより、その動的挙動が明らかになった。鋸歯状振動が安定化される過程において電流分布が平坦化するとともに中心電子温度が増加し、最終的に凹状電流分布(弱負磁気シアー配位)が形成された。一方、電流方向中性粒子ビーム入射の場合には電流分布が尖塔化し、鋸歯状振動の発生とともに閉じ込めは劣化した。このことから、弱負磁気シアー配位の形成には反電流方向電流駆動が重要な役割を果たしていることがわかった。また第一壁のボロンコーティングによる不純物制御効果により、今回得られた弱負磁気シアー配位は準定常維持に適した特性を示すことが示唆された。

論文

Modified quasi-steady-state method to evaluate the mean power profiles of nuclear excursions in fissile solution

中島 健; 山本 俊弘; 三好 慶典

Journal of Nuclear Science and Technology, 39(11), p.1162 - 1168, 2002/11

 被引用回数:7 パーセンタイル:45.45(Nuclear Science & Technology)

核分裂性溶液の核暴走時の平均出力変化を評価するための改良準定常法を開発した。改良前の手法では、反応度の計算に1群理論に基づく臨界方程式を使用している。しかし、1群近似では計算精度が悪く、また、臨界方程式で使用される形状バックリングは複雑な体系に適用できない。そこで、筆者らは、この手法を改良し反応度フィードバック係数を使用する手法とした。改良した手法は、フィードバック係数を算出するために別の計算を行う必要があるが、この手法は複雑な体系に適用可能であり、また、1群近似よりも精度の良い結果が得られる。さらに、沸騰出力を計算する新たな手法を、超臨界実験装置SILENEの実験データを用いて開発した。新たな手法を検証するために、CRAC及びTRACYを用いた超臨界実験の解析を実施した。結果は実験と良い一致を示した。

論文

Noninductive current drive and steady-state operation in JT-60U

牛草 健吉; 井手 俊介; 及川 聡洋; 鈴木 隆博; 鎌田 裕; 藤田 隆明; 池田 佳隆; 内藤 磨; 松岡 守*; 近藤 貴; et al.

Fusion Science and Technology (JT-60 Special Issue), 42(2-3), p.255 - 277, 2002/09

 被引用回数:6 パーセンタイル:3.03(Nuclear Science & Technology)

JT-60における非誘導電流駆動及び高性能定常運転に関する研究成果をまとめた。低域混成波電流駆動(LHCD)により3.5MAの大電流駆動,3.6$$times$$1019m-2A/Wの高効率電流駆動,自在な電流分布制御性を実証した。近接条件,高速電子挙動等の基礎研究によりLHCD物理の解明に貢献した。負イオン源中性粒子ビーム電流駆動(N-NBCD)実験により、中性粒子ビーム電流駆動に関する研究を著しく進展させた。駆動効率1.5$$times$$1019m-2A/Wを達成し、1MAの電流駆動に成功した。弱磁場励起Oモード電子サイクロトロン波による局所電流駆動を実証し、駆動効率0.5$$times$$1019m-2A/W,0.2MAの電流駆動を達成するとともに、新古典テアリング不安定性の抑制に成功した。これらの成果に基づき、高$$beta$$pHモード及び負磁気シアプラズマという2つの高性能定常運転方式を開発した。これらの運転方式は、高い閉じ込め性能を有するほぼ定常状態の電流分布を完全電流駆動の状態で持続できるものである。高い規格化密度や高い核融合積を有する完全電流駆動高性能定常運転方式で達成した。

報告書

Solution exploration of plasma initiation and current ramp-up scenario in A-SSTR

Polevoi, A. R.; 西尾 敏; 牛草 健吉

JAERI-Tech 2000-001, p.16 - 0, 2000/01

JAERI-Tech-2000-001.pdf:0.85MB

中心ソレノイドコイルを排除した非誘導電流駆動方式による定常炉、改良型A-SSTRを対象に立ち上げシナリオの検討を実施した。主要な課題は初期プラズマの生成から500kA~1MA(定常プラズマ電流の5~10%)程度までプラズマ電流を立ち上げることの可否である。ソレノイドコイルを排除しても1Vsに満たない僅少の磁束供給は期待できることから、完全非誘導方式による場合と僅少の磁束供給が期待できる場合の両ケースについて立ち上げシナリオの検討を実施した。磁束供給を考慮する場合は4Vを0.1秒間プラズマに与え、3MWのECH予備電離・加熱の条件の下に10ms程度で放射損失バリヤーを乗り越えることが示された。一方、磁束供給がない場合でも初期プラズマの生成が可能であることが示された。この場合、外部から操作できるパラメータは加熱入力パワーのみであるため、立ち上げシナリオの構築は容易ではないが、輸送方程式と条件$$beta_{p}varepsilon<$$1の両方を満足する温度、密度及び電流を刻一刻設定することで初期プラズマの生成シナリオを構築した。この場合もECH予備電離・加熱のパワーは3MWである。双方とも、初期プラズマの生成からプラズマ電流2.0MA程度までECHによって立ち上げる場合の必要となる時間は約2000秒となった。中心ソレノイドコイルがなくてもプラズマの立ち上げは可能であることが示された。

論文

定常炉心試験装置(JT-60SU)の概念設計

牛草 健吉

プラズマ・核融合学会誌, 74(2), p.117 - 125, 1998/02

核融合実験炉・原型炉の定常運転の科学的基盤の構築を目指した実験装置、定常炉心試験装置JT-60SUの概念設計を解説した。装置はプラズマ電流5-6MAの長パルス運転(1000秒~1時間)が可能となるよう設計されている。装置の概要を示した後、物理設計における特長を示し、長パルス運転シナリオ、高密度運転、プラズマ形状制御、電流分布制御、ダイバータ設計など、JT-60の実験成果に基づいた検討内容を紹介した。また、工学的設計の特徴として超伝導コイル系、真空容器、加熱・電流駆動システム、遠隔操作システム、材料開発、放射線遮蔽、トリチウム処理設備を概説し、全システムの成立性を明らかにした。

論文

Temperature control of plasma grid for continuous operation in cesium-seeded volume negative ion source

藤原 幸雄; 宮本 直樹*; 奥村 義和

Review of Scientific Instruments, 69(2), p.1173 - 1175, 1998/02

 被引用回数:7 パーセンタイル:53.54(Instruments & Instrumentation)

セシウム添加体積生成型負イオン源において、負イオン生成率を高めるためにはプラズマ電極の表面温度を300$$^{circ}$$C程度に保つ必要がある。一方、プラズマ電極はプラズマの荷電粒子の衝突や輻射、中性粒子の衝突などのために15W/cm$$^{2}$$程度の熱負荷を受ける。この熱を利用して定常的に表面温度を最適値に保つことのできる電極を設計し、試験を行った。本電極は負イオン引出領域の周囲にベローズ構造の熱絶縁部を持ち、計算機シミュレーションによれば、15W/cm$$^{2}$$の熱負荷のもとで250-300$$^{circ}$$Cの一様な温度分布を得ることができる。実験においても、設計通りの温度が得られていることを確認するとともに、400keV、0.6Aの水素負イオンビームを高い効率のもとで定常的に得ることができた。

論文

Vertical positional instability in JT-60SU

栗田 源一; 永島 圭介; 牛草 健吉; 菊池 満

Fusion Engineering and Design, 38(4), p.417 - 428, 1998/00

 被引用回数:4 パーセンタイル:32.64(Nuclear Science & Technology)

定常炉心試験装置は、定常トカマク運転のための統合化された科学的基礎を確立するための実験装置として設計されている。プラズマ表面での安全係数の値を高く保って大きなプラズマ電流で運転するためにプラズマ断面の形状は、大きな楕円形となっている。この大きな楕円形は、いろいろなMHD不安定性の中でも、特に垂直位置不安定性が不安定となり、安定な定常運転を得るためには、これを回避する必要がある。ここでは、定常炉心試験装置の垂直位置不安定性が調べられ、標準的な定常運転の配位で、プラズマ表面の近くにバックル板を置くことによって、その成長率は30から50Hzに低減され、安定マージンは、0.5まで増加することが示された。これらは制御可能な数値である。また三角度変数が、標準配位の平衡に対して、大きな安定化効果を持つことも示された。

論文

Creep properties of 20% cold-worked Hastelloy XR

倉田 有司; 中島 甫

Journal of Nuclear Materials, 228, p.176 - 183, 1996/00

 被引用回数:12 パーセンタイル:71.27(Materials Science, Multidisciplinary)

固溶化処理状態及び20%冷間加工状態のハステロイXRのクリープ特性を、800、900、1000$$^{circ}$$Cで調べた。800$$^{circ}$$Cでは定常クリープ速度及び破断延性は20%の冷間加工により減少し、破断寿命は増加する。900$$^{circ}$$Cでもそれらは減少するが、破断寿命への有益な効果は消失する。20%の冷間加工は導入された高密度の転位により800及び900$$^{circ}$$Cでクリープ変形抵抗を高める。1000$$^{circ}$$Cでは、20%冷間加工材の破断寿命は、クリープ中に起こる著しい動的再結晶により、短くなり、また定常クリープ速度は大きくなる。このような冷間加工効果は、高温工学試験研究炉の高温構造物の設計及び運転において考慮すべきである。

論文

研究用原子炉の定常熱水力解析コードCOOLOD-N

神永 雅紀

RIST News, (21), p.42 - 47, 1996/00

COOLOD-Nは、板状燃料を使用する研究用原子炉の炉心定常熱水力特性を解析するためのコードとして既存のCOOLODコードを基に、自然循環冷却時の炉心流量計算機能、板状燃料を使用する研究炉用に開発された熱伝達相関式などを新たに組込み整備したものである。COOLOD-Nは、これまでにJRR-3M(JRR-3改造炉)、インドネシアのRSG-GAS(MPR-30)、メキシコで計画中のMEX-15、JRR-4低濃縮シリサイド炉心などの炉心熱水力特性解析に用いられてきた。ここで、紹介するコードはCOOLOD-Nであるが、COOLOD-Nの開発後、JRR-4の低濃縮化に際してTRIGA燃料炉心についても検討する必要が生じ、最新版としてはTRIGA燃料のような棒状燃料も取扱い可能としたCOOLOD-N2もある。本稿では、COOLOD-Nの主な特徴と主要な計算モデルについて紹介する。

報告書

Stability of toroidal Alfven eigenmode in JT-60 super upgrade

小関 隆久; C.Z.Cheng*; 永島 圭介

JAERI-Research 95-065, 22 Pages, 1995/10

JAERI-Research-95-065.pdf:0.75MB

JT-60SUにおいて予想されるトロイダル・アルフベン固有モード(TAEモード)安定性を求めた。ACCOMEコードによって求められた自己矛盾のない平衡に対し、NOVA-Kコードを用いてTAEモード安定性を解析した。高電流プラズマ(10MA)の場合、圧力勾配$$nabla$$Phは高密度のため減少し、Vh/V$$_{A}$$は高磁場(6.25T)のため1より小さくなる。ここで、Vh/V$$_{A}$$は高エネルギ粒子の速度とアルフベン速度の比である。このため、TAEモードは安定性である。一方、低電流プラズマ(3MA/3T)の場合、密度の上昇により容易にVh/V$$_{A}$$$$>$$1になり、高い圧力勾配$$nabla$$Phと大きな〈$$beta$$h〉のためにTAEモードは不安定となる。しかし、密度・温度がさらに上昇すると、ブートストラップ電流は増加し、電流駆動NBパワーは減少する。この結果、$$nabla$$Phと〈$$beta$$h〉の両方が減少し、TAEモードは安定化される。

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