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論文

Progress of JT-60SA Project; EU-JA joint efforts for assembly and fabrication of superconducting tokamak facilities and its research planning

白井 浩; Barabaschi, P.*; 鎌田 裕; JT-60SAチーム

Fusion Engineering and Design, 109-111(Part.B), p.1701 - 1708, 2016/11

 被引用回数:14 パーセンタイル:2.74(Nuclear Science & Technology)

2019年の初プラズマを目指してJT-60SAプロジェクトが着実に進展している。JT-60SAは、最大電流が5.5MAで臨界プラズマ条件の下長パルス運転を行うよう設計されている超伝導トカマクである。日欧で分担するJT-60SA機器の設計及び製作は2007年に開始した。本体室での組立は2013年1月に開始し、真空容器セクターの溶接作業が現在クライオスタットベース上で行われている。TFコイル、PFコイル、電源、冷凍器システム、クライオスタット胴部、熱遮蔽等のその他の機器は据付、組立、調整運転のため那珂サイトに搬入されたかもしくは搬入される予定である。本論文ではトカマク機器及び付属システムの製作、据付、組立の技術的な進捗、並びに日欧の核融合コミュニティーが共同で策定するJT-60SA研究計画の進展について述べる。

報告書

JT-60SAクエンチ保護回路の欧州による現地据付・調整試験と作業安全管理

山内 邦仁; 岡野 潤; 島田 勝弘; 大森 栄和; 寺門 恒久; 松川 誠; 小出 芳彦; 小林 和容; 池田 佳隆; 福本 雅弘; et al.

JAEA-Technology 2015-053, 36 Pages, 2016/03

JAEA-Technology-2015-053.pdf:8.33MB

JT-60SA計画は、日本の実施機関である原子力機構と欧州の実施機関であるFusion for Energy(F4E)が物納貢献により共同で進める国際事業である。欧州側では超伝導トロイダル磁場コイルの他、磁場コイル用電源の主要機器や極低温システム等を分担するが、F4Eの総括のもとで各国の指定研究機関が欧州のメーカーと契約し、その欧州のメーカーが那珂研での現地据付・調整試験までを行う。このため、原子力機構にとっては直接の契約がないにも係らず、欧州の作業員に対する作業管理や安全管理を行わなければならないという非常に難しい課題があった。本報告は、JT-60SA計画において、欧州の作業員による最初の那珂研での現地作業であるクエンチ保護回路の据付・調整試験を遂行するにあたって、欧州側との事前の密な交渉の結果として合意し、構築・実施した作業管理や安全管理の取組み、およびそれらをもとに完遂した欧州作業についてまとめたものである。これらの取組みの結果、欧州作業員によるクエンチ保護回路の現地据付調整作業を無事故で完遂させることができ、日欧双方にとって非常に大きな成果となった。

報告書

平成26年度研究開発・評価報告書; 評価課題「核融合研究開発」(事前評価)

核融合研究開発部門

JAEA-Evaluation 2016-002, 40 Pages, 2016/03

JAEA-Evaluation-2016-002.pdf:2.66MB

日本原子力研究開発機構(以下、「原子力機構」という)は、「国の研究開発評価に関する大綱的指針」(平成20年10月31日内閣総理大臣決定)及びこの大綱的指針を受けて作成された「文部科学省における研究及び開発に関する評価の指針」(平成21年2月17日文部科学大臣決定)、並びに原子力機構の「研究開発課題評価実施規定」(平成17年10月1日制定、平成21年8月19日改正)等に基づき、「核融合エネルギーを取り出す技術システムの研究開発」に関する事前評価を核融合研究開発・評価委員会に諮問した。これを受けて、核融合研究開発・評価委員会は、原子力機構から提出された平成27年4月から平成34年3月までの次期中期計画の概要、核融合研究開発部門の運営ならびに核融合研究開発の実施状況に関する説明資料の検討、及び核融合研究開発部門長による口頭発表と副部門長も交えての質疑応答・意見交換を行った。本報告書は、核融合研究開発・評価委員会より提出された事前評価の内容、並びに、委員会による指摘事項とそれに対する措置を取りまとめたものである。

報告書

平成26年度研究開発・評価報告書; 評価課題「核融合研究開発」(事後評価)

核融合研究開発部門

JAEA-Evaluation 2016-001, 128 Pages, 2016/03

JAEA-Evaluation-2016-001.pdf:33.25MB

日本原子力研究開発機構(以下、「原子力機構」という)は、「国の研究開発評価に関する大綱的指針」(平成20年10月31日内閣総理大臣決定)及びこの大綱的指針を受けて作成された「文部科学省における研究及び開発に関する評価の指針」(平成21年2月17日文部科学大臣決定)、並びに原子力機構の「研究開発課題評価実施規定」(平成17年10月1日制定、平成21年8月19日改正)等に基づき、「核融合エネルギーを取り出す技術システムの研究開発」に関する事後評価を核融合研究開発・評価委員会に諮問した。これを受けて、核融合研究開発・評価委員会は、原子力機構から提出された平成22年4月から平成26年11月までの核融合研究開発部門の運営ならびに核融合研究開発の実施状況に関する説明資料の検討、及び核融合研究開発部門長による口頭発表と副部門長も交えての質疑応答・意見交換を行った。本報告書は、核融合研究開発・評価委員会より提出された事後評価の内容、並びに、委員会による指摘事項とそれに対する措置を取りまとめたものである。

論文

Analysis of maximum voltage transient of JT-60SA toroidal field coils in case of fast discharge

Novello, L.*; Cara, P.*; Coletti, A.*; Gaio, E.*; Maistrello, A.*; 松川 誠; Philipps, G.*; Tomarchio, V.*; 山内 邦仁

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 26(2), p.4700507_1 - 4700507_7, 2016/03

 被引用回数:2 パーセンタイル:69.19(Engineering, Electrical & Electronic)

The voltage transient appearing across and inside the toroidal field (TF) coils of JT-60SA in case of fast voltage variation, such as a safety discharge operated by the quench protection circuit (QPC), can be significantly high. In fact, the voltage distribution between coils and inside the winding can be not uniform during fast transient, being influenced by the presence of parasitic capacitances. A simplified electrical model of the TF coils has been developed to investigate this aspect. The obtained model has been used in conjunction with an electrical model of the TF circuit elements, including a simplified model of the QPC. The worst case in terms of transient voltage applied to the winding has been identified, corresponding to a fault to ground occurring just after QPC operation. It has been verified that the resulting voltage is largely inside the coil insulation capability defined by performed insulation voltage tests.

論文

幅広いアプローチ活動だより,59

星野 一生; 松永 剛; 奥村 義和

プラズマ・核融合学会誌, 92(2), p.146 - 147, 2016/02

幅広いアプローチ活動だより(59)では、第17回幅広いアプローチ(BA)運営委員会の開催、IFERC-CSC研究会の開催、サテライト・トカマク(JT-60SA)計画の進展に関して報告している。BA運営委員会は2015年12月11日にイタリアで開催され、日欧の委員,専門家,各事業長及び各事業委員会議長他の計41名が参加した。IFMIF/EVEDA事業、IFERC事業、サテライト・トカマク計画事業の2016年作業計画の承認並びにIFMIF/EVEDA事業及びIFERC事業の事業計画の更新が承認された。IFERC-CSC研究会(CSC:計算機シミュレーションセンター)には、CSCを利用した国内の研究者43名が参加し、各研究プロジェクトの成果報告とCSCに関する意見交換が行われた。サテライト・トカマク計画では、340度まで組立作業が完了している真空容器の最終20度セクターが仮合わされ、位置計測が行われた。今後、トロイダル磁場コイルの設置後、最終20度セクターの溶接接続が行われる。これら、BA活動における主要な出来事を国内コミュニティーに対して情報発信する。

論文

Time evolution of negative ion profile in a large cesiated negative ion source applicable to fusion reactors

吉田 雅史; 花田 磨砂也; 小島 有志; 柏木 美恵子; 梅田 尚孝; 平塚 淳一; 市川 雅浩; 渡邊 和弘; Grisham, L. R.*; 津守 克嘉*; et al.

Review of Scientific Instruments, 87(2), p.02B144_1 - 02B144_4, 2016/02

 被引用回数:3 パーセンタイル:73.23(Instruments & Instrumentation)

ITERおよびJT-60SAのような大型負イオン源では、大面積の引出領域から大電流負イオンビームを生成するために、負イオン生成を高めるセシウム(Cs)を供給する。しかし、この大型負イオン源内のCsの挙動と、負イオン生成の空間分布との関係は実験的に明らかにされていない。そこで、ITER級の大きさを有するJT-60負イオン源内のCsおよび負イオン生成の空間分布の時間変化を調べた。その結果、Csの供給量0.4gまでCsの指標となるCsの発光強度、および負イオン生成に変化はなかった。これは、Csが供給口付近の水冷されたイオン源内壁に吸着しているものと考えられる。その後、Csの発光強度および負イオン生成は供給口直下付近の引出領域から増加した。Csの中性・イオン輸送計算の初期結果によると、負イオン生成が増加し始めた領域と、供給口付近でプラズマによりイオン化したCsの輸送位置は概ね一致した。さらにCsを供給し続けることで負イオン生成の増加した領域は徐々に拡大し、供給量約2gで一様な大電流ビームを生成した。以上の結果より、負イオン生成にはイオン化したCsの輸送が重要な役割を担っていることが分かった。

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:3 パーセンタイル:61.24(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

Dependence of pedestal structure on collisionality at fixed beta in JT-60U

浦野 創; 相羽 信行; 神谷 健作; 鎌田 裕; JT-60チーム

Nuclear Fusion, 56(1), p.016005_1 - 016005_8, 2016/01

 被引用回数:3 パーセンタイル:62.22(Physics, Fluids & Plasmas)

トカマクにおける周辺ペデスタル構造は炉心プラズマ全体の閉じ込めや核融合炉の出力に対する境界条件となるため適切な予測とその制御が求められる。これまでに周辺プラズマにおける無次元量による周辺ペデスタル幅の定量化が行われてきており、周辺ペデスタル幅は規格化ポロイダルベータ値の平方根に比例することが知られている。しかし、この無次元量による評価は衝突周波数やプラズマ形状を固定した実験下で行われているため、特に衝突周波数による効果は未だよく分かっていなかった。そこで本研究ではJT-60Uにおいて衝突周波数スキャン実験を実施し、周辺ペデスタル幅の衝突周波数依存性を調べた。衝突周波数を0.04から0.2まで変化させたところ、周辺部で中間域モード数のピーリング=バルーニングモードが不安定化する一方で、周辺ペデスタル幅に大きな差異が見られなかった。しかし、さらに衝突周波数を0.2以上に上げた実験では、周辺ペデスタル幅の増大が観測されており、これは高モード数域のバルーニングモードが不安定化を伴っており、MHD不安定性の発生領域がペデスタル構造に寄与しているという重要な知見を得た。

論文

Development of remote pipe welding tool for divertor cassettes in JT-60SA

林 孝夫; 櫻井 真治; 逆井 章; 柴沼 清; 河野 渉*; 大縄 登史男*; 松陰 武士*

Fusion Engineering and Design, 101, p.180 - 185, 2015/12

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

JT-60SAはITERへの支援研究および原型炉に向けた補完研究を担うトカマク型核融合実験装置である。JT-60SAではプラズマから発生するDD中性子による放射化のため真空容器内への人によるアクセスは制限される。そのため真空容器内機器を交換および修理するために遠隔保守(RH)システムが必要とされている。本発表ではJT-60SAのRHシステムの一部として開発した、下部ダイバータカセット内の冷却水配管接続に用いる溶接装置について述べる。ダイバータカセットの配管と真空容器外から入ってくる配管を溶接するために、冷却水配管(SUS316L製、内径$$phi$$54.2mm、肉厚2.8mm)の内部から円周溶接が可能な溶接ヘッドを開発し、溶接試験を行った。配管溶接の技術的課題を解決するため配管突合せ部のギャップと芯ずれがどの程度まで許容できるかを調べた。溶接対象の配管は実機と同様に鉛直方向に配置し、その先端を突合せ溶接した。上管先端の内径側に突起部を設けることにより、最大ギャップ0.7mm、最大芯ずれ0.5mmまでの溶接裕度を確保することができた。

論文

幅広いアプローチ活動だより,58

星野 一生; 松永 剛; 奥村 義和

プラズマ・核融合学会誌, 91(12), p.802 - 803, 2015/12

幅広いアプローチ活動だより(58)では、第17回IFERC事業委員会及び第16回IFMIF/EVEDA事業委員会の開催、サテライト・トカマク(JT-60SA)計画の進展に関して報告している。IFERC事業委員会には、メゾニエ議長をはじめ、日欧の委員,専門家,事業チーム等、33名が参加し、各活動の状況報告、2016年のIFERC事業の作業計画案、事業計画の改訂案等を審議し、BA運営委員会に対する技術的な勧告をまとめた。IFMIF/EVEDA事業委員会には、高津議長をはじめ、日欧の委員、専門家、事業チーム等、27名が参加し、各活動の状況報告、IFMIF/EVEDA事業の2016年の作業計画案、事業計画の改訂案等を審議し、新たな事業計画案をBA運営委員会が承認することを勧告した。サテライト・トカマク計画では、トロイダル磁場コイル等の組立用旋回クレーンが設置されるとともに、340度まで組立の進んだ真空容器の拘束治具の解体が進められた。また、トロイダル磁場コイル用高温超伝導電流リード6本が欧州から完納された。これら、BA活動における主要な出来事を国内コミュニティーに対して情報発信する。

論文

Development of operation scenarios for plasma breakdown and current ramp-up phases in JT-60SA tokamak

浦野 創; 藤田 隆明*; 井手 俊介; 宮田 良明; 松永 剛; 松川 誠

Fusion Engineering and Design, 100, p.345 - 356, 2015/11

 被引用回数:3 パーセンタイル:53.75(Nuclear Science & Technology)

JT-60SAにおけるプラズマ着火及び電流立ち上げシナリオを開発した。真空容器や安定化板等の容器内導体構造物に発生する渦電流はプラズマ着火直後のプラズマ電流値($$sim600$$kA)程度にまで増加し、誤差磁場を強める働きをする。100%及び50%の初期励磁において着火条件を満足するシナリオを作成した。プラズマ位置制御のためには垂直磁場を生成する必要があるが、初期プラズマでは渦電流による逆方向の垂直磁場が大きいため、これを打ち消すための外側コイル電流の最適化を行った。プラズマ電流と鎖交磁束で決まるダイバータ配位への移行条件を検討し、初期励磁から着火、電流立ち上げ、ダイバータ移行をスムーズにつなぐ運転シナリオを作成した。

論文

Comparison between simulations using the PHITS code and activated material analysis

助川 篤彦; 奥野 功一*

IEEE Transactions on Plasma Science, 43(11), p.3916 - 3920, 2015/11

 パーセンタイル:100(Physics, Fluids & Plasmas)

国産モンテカルロ計算コードPHITSをJT-60SA装置で必要な放射線安全評価コードの一つとして利用するため、JT-60U運転に伴って発生した放射化材料分析結果との比較を行った。中性子輸送評価は、JT-60Uの主要構造部について、建家を含む実体系モデルを新たに作成し、PHITS計算を実施した。放射化材料分析は、JT-60U重水素運転時に金箔,コバルト箔,ニッケル箔を設置し、実験後に箔を回収して放射化箔分析を実施した。3種類の材料に対する放射化レベルは、3次元計算でおおむね説明できた。特にトカマク 本体に近い位置でより良い一致を示した。

論文

Reference design of the power supply system for the resistive-wall-mode control in JT-60SA

Ferro, A.*; Gaio, E.*; Novello, L.*; 松川 誠; 島田 勝弘; 川俣 陽一; 武智 学

Fusion Engineering and Design, 98-99, p.1053 - 1057, 2015/10

 被引用回数:2 パーセンタイル:66.76(Nuclear Science & Technology)

JT-60SA is the satellite tokamak under construction in Naka, Japan, in the framework of the EU - JA "Broader Approach" Agreement. In JT-60SA, to attain steady-state high-beta plasmas, suppression of Resistive Wall Modes (RWM) is necessary. At this purpose, a passive stabilizing plate (SP) and an active control system based on 18 in-vessel sector coils (SC) are foreseen. This paper firstly reports the main requirements for the RWM control system. Then, the reference design of the RWM-PS is described. It includes an ac/dc conversion system, dc-link capacitor banks and a set of 18 fast inverters. The advantages of the proposed scheme are discussed and the main electrical parameters are shown in detail. The main requirements of the control section are given, with details on possible implementation and interfaces with JT-60SA central control.

論文

First switching network unit for the JT-60SA superconducting central solenoid

Lampasi, A.*; Zito, P.*; Coletti, A.*; Novello, L.*; 松川 誠; 島田 勝弘; Burini, F.*; Kuate-Fone, Y.*; Taddia, G.*; Tenconi, S.*

Fusion Engineering and Design, 98-99, p.1098 - 1102, 2015/10

 被引用回数:7 パーセンタイル:22.72(Nuclear Science & Technology)

In JT-60SA, the first SNU (prototype), consisting of six cubicles, was assembled in 2013. The factory tests on this system, including tests at full current and voltage, are being performed throughout 2014. The manufacturing of the remaining three SNUs will proceed after the success of such tests. The main characteristics of the developed SNU are; (1) Snchronized use of an electronic static circuit breaker (SCB) in parallel with an electromechanical bypass switch (BPS), (2) Nominal voltage of 5 kV, with a specific circuit to limit the transient voltage to 5.5 kV, (3) DC current interruption up to 20 kA, (4) Light BPS with opening and closing times shorter than 15 ms and 65 ms, respectively, (5) Breakdown resistance adaptable from 0.25 $$Omega$$ to 3.75 $$Omega$$ by four selectors, (7) Fully electronic making switch (MS) and (8) Breakdown resistors that could dissipate much more than 90 MJ.

論文

Design and realization of JT60-SA Fast Plasma Position Control Coils power supplies

Zito, P.*; Lampasi, A.*; Coletti, A.*; Novello, L.*; 松川 誠; 島田 勝弘; Cinarelli, D.*; Portesine, M.*; Dorronsoro, A.*; Vian, D.*

Fusion Engineering and Design, 98-99, p.1191 - 1196, 2015/10

 被引用回数:8 パーセンタイル:18.76(Nuclear Science & Technology)

In JT-60SA, Fast Plasma Position Control Coils Power Supplies (FPPCC PSs) control vertical position of the plasma during a plasma shot, against Vertical Displacements Event (VDE). For this task, the FPPCC PSs have to be as fast as possible and provide as much voltage as possible. Further, these will be open loop feed forward voltage controlled. The main characteristics are: 4-quadrant AC/DC converter 12-pulse with circulating current, DC load voltage $$pm$$ 1000 V and DC load current $$pm$$ 5 kA. The induced overvoltage in FPPC coil during a plasma disruption can reach 10 kV and it is bounded by a nonlinear resistor in parallel to the crowbar. All these technical characteristics have strongly influenced the design of the FPPC converter and of the FPPC transformers, that have been validated by simulation model of FPPCC PS. The outcomes of the simulation have allowed to finalize the performances and dynamic behavior of voltage response.

論文

Analyses of the impact of connections' layout on the coil transient voltage at the Quench Protection Circuit intervention in JT-60SA

Maistrello, A.*; Gaio, E.*; Novello, L.*; 松川 誠; 山内 邦仁

Fusion Engineering and Design, 98-99, p.1109 - 1112, 2015/10

 被引用回数:2 パーセンタイル:66.76(Nuclear Science & Technology)

The interruption of high direct currents, required in fusion experiments, is a challenging task. Depending on the technology of the circuit breakers the resulting current derivative may be high, leading to dangerous transient overvoltages. This aspect has been analyzed for JT-60SA Quench Protection Circuits (QPC) devoted to the protection of superconducting coils. The QPC adopts edge technology solutions: a Hybrid mechanical-static Circuit Breaker (HCB) as main circuit breaker in series with a PyroBreaker (PB) as backup protection. Snubbers or clamp networks can be provided in parallel to the breakers to smooth the voltage waveform. Dedicated clamp networks for the HCB have been designed and tested during the qualification of the QPC prototypes. On the contrary, it was preferred not to apply any component in parallel to the PB, the ultimate protection, to avoid reducing its reliability. For PB a different approach has been worked out, based on the optimization of the layout of the QPC connections. Analyses have been performed to highlight the impact of different busbar routes on the transient voltage across the toroidal field coils at the PB intervention. The results indeed showed a variation of the peak voltage in between $$pm$$30% of the maximum allowed value. The paper will present the analyses and will discuss the results.

論文

Overview of the new magnet power supply systems of JT-60SA procured by EU

Novello, L.*; Baulaigue, O.*; Coletti, A.*; Dumas, N.*; Ferro, A.*; Gaio, E.*; Lampasi, A.*; Maistrello, A.*; 松川 誠; 島田 勝弘; et al.

Fusion Engineering and Design, 98-99, p.1122 - 1126, 2015/10

 被引用回数:9 パーセンタイル:15.14(Nuclear Science & Technology)

JT-60SA, the superconducting tokamak under construction in Japan, will be equipped with a mix of new and reused Power Supplies (PS). Most of the new PS are procured by European Voluntary Contributors under the framework of Broader Approach agreement between F4E and JAEA. For the toroidal circuit, the 6 pulses ac/dc converter will be procured by CEA. It is rated 25.7 kA and 80 V dc, and will work in steady state condition. For the poloidal circuits the procurement of ten ac/dc converters, rated $$pm$$20 kA and about $$pm$$1 kV is shared between CEA and ENEA. They are 24 pulses four quadrant converters, with back to back thyristor bridges. Plasma initiation requires a fast variation of current in the Central Solenoids, obtained with the insertion of a settable resistor in series to the coils. This is achieved with the operation of four Switching Network Units procured by ENEA, producing up to 5 kV at the nominal 20 kA. The protection of superconducting magnets, both toroidal and poloidal, is assured by 13 Quench Protection Circuits procured by Consorzio RFX, rated $$pm$$20 kA and $$pm$$3.8 kV for poloidal QPCs and 25.7 kA and 2.8 kV for toroidal ones. The present status of the aforementioned PS is described in the paper: their detailed design has been completed and some systems have been already manufactured and tested.

論文

Development of a high power wideband polarizer for electron cyclotron current drive system in JT-60SA

三枝 幹雄*; 小山 岳*; 松原 史明*; 滝井 啓太*; 佐井 拓真*; 小林 貴之; 森山 伸一

Fusion Engineering and Design, 96-97, p.577 - 582, 2015/10

 被引用回数:1 パーセンタイル:81.41(Nuclear Science & Technology)

JT-60SA用電子サイクロトロン加熱電流駆動装置で採用が期待される2周波数ジャイロトロン用に110GHzと138GHzで使用可能な大電力広帯域マイターベンド型偏波器の開発を行った。マイターベンドに組み込んだ2種類(偏波面回転用と楕円偏波の軸比制御用)の回折格子の溝の深さは、2周波数に対して数値計算により最適化を行った。低電力試験の結果から、偏波面回転用と楕円偏波の軸比制御用の偏波器を組み合わせて、2周波数で全偏波が発生できる事を確認した。また熱応力の評価は有限要素法で行った。偏波面回転用マイターベンド型偏波器の大電力試験を110GHzで0.24MW、3秒まで行い、偏波器のジュール損失の回転角依存性が理論と矛盾しないことを確認した。

論文

Development of residual thermal stress-relieving structure of CFC monoblock target for JT-60SA divertor

鶴 大悟; 櫻井 真治; 中村 誠俊; 尾崎 豪嗣; 関 洋治; 横山 堅二; 鈴木 哲

Fusion Engineering and Design, 98-99, p.1403 - 1406, 2015/10

 被引用回数:1 パーセンタイル:81.41(Nuclear Science & Technology)

Carbon Fibre-reinforced Carbon (CFC) monoblock target for JT-60SA divertor is under development toward mass-production. A CFC monoblock, a CuCrZr cooling tube at the centre of the monoblock and a interlayer were bonded by vacuum brazing in a high temperature, into a target. After the bonding, strong tensile stress was generated in the CFC monoblock around the CuCrZr cooling tube in a room temperature condition due to difference of thermal expansions between CFC and CuCrZr. In the previous trial productions, only half targets passed the acceptance test. In this research, a new structure of the targets was proposed, to reduce residual thermal stress and to depress the degradation of heat removal capacity of the targets, toward the mass-production. Some measures were implemented on the proposed. The effectiveness of the measures were evaluated by numerical simulations. Thermal performance of target mock-ups with the proposed were evaluated.

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