• ６月２８日九電能見氏特別講義質問と感想文７月４日締め切り • ７月５日あいうえお順で１～２０番までの人のうち一人５分（３分発表＋２分質問）提出締め切り７月１１日(ppt file) • ７月１２日あいうえお順で２１～３９番までの人のうち一人５分（３分発表＋２分質問）提出締め切り７月１９日(ppt file) • ７月１９日原研西尾氏特別講義質問と感想文７月２５日締め切り • • • • 講義レポート講義レポート講義レポート講義レポート１２３４１名締め切り守らず６月２０日締め切り７月１１日締め切り７月２９日締め切り 2005.06.21 プラズマ概論１．磁場閉じ込めの基礎概念トカマク型閉じ込め装置２．核融合炉の成立条件エネルギー増倍燃料希釈磁場配位 • 力学系の満たすべき釣り合い法則（流体の平衡）   P  J  B (Fusion plasma P~4atm, B~5T,J~ ) • 曲率と勾配を有する場における荷電粒子  3 10 m 5 vdrift  v th ~ 3 10 TkeV m / s R 6m 3 オーロラはどうして閉じ込められるＢ大Ｂ小Ｂ大どんな磁場配位がよいか（Ｉ） • 円形の磁場：長所：磁力線の終端が壁を切らずに閉じている。欠点：曲率と勾配を持つＩ結論： Vd ~10-3Vth~103 m/s のゆっくりとした速度で逃げるので１秒この系に閉じ込めるには上下に１ｋｍの大きさが必要！？ B 曲率と勾配のある磁場配位ではプラズマは損失する -- - - -- - 電場以外の力によるドリフトは電荷によって逆向き電荷分離によって電場が発生するＢ ++++ ++ + + 電場によるドリフトはイオンと電子とも同じ向きである。この場合磁場の弱くなる外側に向いてプラズマが損失する。電荷分離問題の解決アイデアわずかな磁場を加えることにより針金の代わりをさせて、電荷分離をショートし、電場によるドリフトを抑える -- - - -- - - - - -- - - - - -- - ++ +++ +++ + ++ + ++ + ++ + ++ + ++ + 電子の沿磁力線運動は自由ヘリカル磁場配位による閉じ込めＩt Btotal=Bt+Bp =Btoroidal Bt +Bpoloidal Bp Ｉｐ • ２つの円形の磁場を組み合わす：長所：磁力線の終端が壁を切らずに閉じている。欠点：プラズマが磁力線生成を担うＩＴＥＲ本体の構成 (1) これから御説明する内容は、トカマク型装置に共通のもので、将来の核融合炉も殆ど同じです。まず、装置の中核は、ドーナツ型の超高温プラズマです。このプラズマの中で核融合反応が起こります。プラズマは高さが約７ｍ、外径約１６ｍ、体積約８００ｍ3という大きなものですが、単位体積当りの粒子個数は大気の数１０万分の１しかないので、全体で約１ｇしかありません。原研ＩＴＥＲサイト説明より転載 • 真空容器の外側には、超伝導コイルがあります。Ｄ形のコイルの中には超伝導線が何回も巻いてあって、それに電流を流すと、物理の原理によって磁場ができます。このトロイダル磁場コイルは、高さが５階建てビルほどあり、１ヶ約３００トン。そういうコイルを１８個丸く並べて、ドーナツ形の空間に強い磁場を作って、プラズマを閉じ込めます。我々の身の回りで強い磁石はスピーカの中に入っているものだと思いますが、ＩＴＥＲの磁場はそれらより１０倍近くも強い磁場です。 • トロイダル磁場コイルの中心部には、やはり超伝導の中心ソレノイドコイルがあります。これに電流を流すと変圧器の原理で、プラズマに大きな電流が流れます。プラズマが１回巻きの２次コイルになっているのです。ＩＴＥＲ Design parameters in ITER Units Plasma Major Radius 6.2 m Plasma Minor Radius 2.0 m Plasma Volume 840 m3 Plasma Current 15.0 MA Toroidal Field on Axis 5.3 T Fusion Power 500 MW Burn Flat Top >400 s Power Amplification >10 核融合炉 • 核融合炉の出力評価 Pfusion  n d n t  v dt Efusion Vplasma Efusion=3.5MeV+14.MeV~17.6MeV • 核融合炉からの中性子発生率、Ｈｅ生成率   Nn  N  nd n t  v dt Vplasma  v  -22 10 M3/s @10keV • 核融合炉の出力評価 Pfusion  n d n t  v  dt E fusion Vplasma 20 20  22 3 3 3 19  10 10 10 17.6 1.6 10 10 ~ GW m m m / s MeV J 3 m 3 • 核融合炉からの中性子発生率、Ｈｅ生成率  N   n n  v  V N n  d t dt plasma 20 20  22 3 3 3  10 10 10 10 ~ 10 ~ 4P am / s 3 m m m /s m 21 3 3 ２つの戦略パラメター Pfusion  n  v  n T  P 2  B 2 2 2 4 同じ出力なら、１）低磁場でプラズマのβ値を上げる方策をとるか２）強磁場にしてプラズマが安定な低β値とするか 2 核融合炉のエネルギーバランス • エネルギー生成＝エネルギー輸送（放出） Pfusion 発熱熱伝導損失 2nT  , E dW W  Pheat  , dt E t W(t )  W(0) e xp( ) E 1 2 2n T n  v  Efusion  , 4 E 1 2 2  v  2n T nT Efusion  , 2 4 E T*  T* 10k e V n TE  8 ~8 1022 s / m 3 Efusion  v  17.6Me V 2 ~ 4.5 10 20 2 -3 [m , keV, s] n=1020,T=10keV,0.45s 高温プラズマを自己燃焼させる • 中性子はプラズマを加熱しない 粒子（3.5MeV)はプラズマ加熱に利用できる 1 2 2n T n  v  E   , 4 E 1 2 2  v  2n T nT E  , 2 4 E T*  T* 10k e V 22 3 n TE  8 ~8 10 s / m E   v  3.5Me V 2 ~ 22.5 1020 [m-3 , keV, s] 2 燃料の希釈 • ヘリウムを自己点火－定常燃焼に利用し、外部からのプラズマ加熱パワーを０にする。 • ところが、毎秒１ＧＷ（１００万キロワット）クラスの炉では１．３Ｐａｍ３／ｓの割合で燃料がヘリウムに置き換わっている。 • 燃料補給がなければ燃焼は停止する。 • 燃料を補給してもＨｅが相対的に長くとどまっていると、電子密度一定ならば準中性条件から燃料が希釈される。 dn n  n  (fusion)  dt  dn  P n    dt E  ＨｅＨｅ拡散 n 1 1 2 2   n e 1  2f     E  4     10 E 核融合炉 • ２つの戦略パラメターが存在  2B4 • ２つの必須条件が存在 Lawson criterion/ Ignition criterion nT critical value Dilution criterion   10 E