トカマクにおける強磁性体製真空容器の作る磁場の評価 Evaluation of Magnetic Field due to Ferromagnetic Vacuum Vessel in Tokamak
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- 中山 武 NAKAYAMA Takeshi
- 株式会社日立製作所 Power & Industrial Systems R&D Division
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- 阿部 充志 ABE Mitsushi
- 株式会社日立製作所 Power & Industrial Systems R&D Division
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- 田所 孝広 [他] TADOKORO Takahiro
- 株式会社日立製作所 Power & Industrial Systems R&D Division
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- 三浦 幸俊 MlURA Yukitoshi
- 日本原子力研究所 Naka Fusion Research Establishment, Japan Atomic Energy Research Institute
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- 鈴木 紀男 SUZUKI Norio
- 日本原子力研究所 Naka Fusion Research Establishment, Japan Atomic Energy Research Institute
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- 佐藤 正泰 SATO Masayasu
- 日本原子力研究所 Naka Fusion Research Establishment, Japan Atomic Energy Research Institute
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- 仙台 盛夫 SENGOKU Seio
- 日本原子力研究所 Naka Fusion Research Establishment, Japan Atomic Energy Research Institute
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著者
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- 中山 武 NAKAYAMA Takeshi
- 株式会社日立製作所 Power & Industrial Systems R&D Division
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- 阿部 充志 ABE Mitsushi
- 株式会社日立製作所 Power & Industrial Systems R&D Division
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- 田所 孝広 [他] TADOKORO Takahiro
- 株式会社日立製作所 Power & Industrial Systems R&D Division
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- 三浦 幸俊 MlURA Yukitoshi
- 日本原子力研究所 Naka Fusion Research Establishment, Japan Atomic Energy Research Institute
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- 鈴木 紀男 SUZUKI Norio
- 日本原子力研究所 Naka Fusion Research Establishment, Japan Atomic Energy Research Institute
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- 佐藤 正泰 SATO Masayasu
- 日本原子力研究所 Naka Fusion Research Establishment, Japan Atomic Energy Research Institute
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- 仙台 盛夫 SENGOKU Seio
- 日本原子力研究所 Naka Fusion Research Establishment, Japan Atomic Energy Research Institute
抄録
We evaluated magnetic fields due to the ferromagnetic vacuum vessel(FVV)in the Hitachi Tokamak HT-2 experimentally and computationally, the results were extrapolated to the JFT-2M and ITER. The maximum amount of local poloidal field on the magnetic axis induced by the FVV port was about 5mT in the HT-2. This is the allowable amount of the field to discharge plasma in the HT-2. The proportion of external poloidal field shielded by FVV is in inverse proportion to external toroidal field. The stronger the field induced by FVV, the smaller the distance between plasma center and vacuum vessel wall. The delay time of poloidal field penetration due to the FVV is small, as long as the toroidal field is supplied.
収録刊行物
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- プラズマ・核融合学会誌 = Journal of plasma and fusion research
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プラズマ・核融合学会誌 = Journal of plasma and fusion research 74(3), 274-283, 1998-03-25
プラズマ・核融合学会
参考文献: 12件中 1-12件 を表示
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1
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TAKEJI S.
Proceedings of 16th IEEE/NPSS Symposion of Fusion Engineering 2, 1214, 1995
被引用文献1件
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2
- <no title>
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GOHAR Y.
16th IAEA Fusion Energy Conference, Montreal, Canada, 7-11 October IAEA-CN-64/FP-10, 1996
被引用文献1件
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3
- <no title>
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鈴木紀男
プラズマ 核融合学会 第14回講演会予稿集 320, 1997
被引用文献2件
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4
- <no title>
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佐藤正泰
プラズマ 核融合学会 第14回講演会予稿集 321, 1997
被引用文献2件
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5
- <no title>
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- <no title>
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被引用文献1件
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被引用文献6件
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9
- <no title>
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DOI 被引用文献5件
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12
- フェライト鋼第一壁でのプラズマ放電実験
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阿部 充志 , 中山 武 , 浅野 克彦 , 大塚 道夫
プラズマ・核融合学会誌 = Journal of plasma and fusion research 73(11), 1283-1290, 1997-11-25
参考文献12件 被引用文献4件
被引用文献: 2件中 1-2件 を表示
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1
- 小型トカマクHT-2へのフェライト鋼適用
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阿部 充志 , 中山 武
プラズマ・核融合学会誌 = Journal of plasma and fusion research 74(5), 455-462, 1998-05-25
参考文献15件
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2
- Advanced Material Tokamak Experiment (AMTEX) Program with Ferritic Steel for JFT-2M
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佐藤 正泰 , 三浦 幸俊 , 木村 晴行 , 川島 寿人 , 仙石 盛夫 , 山本 正弘 , 小池 常之 , 柴田 孝俊 , 秋山 隆 , 阿部 充志 , 中山 武 , 大塚 道夫 , 長谷川 満 , 佐藤 文武 , 山根 実 , 鈴木 優
プラズマ・核融合学会誌 = Journal of plasma and fusion research 75(6), 741-749, 1999-06-25
J-STAGE 参考文献18件 被引用文献4件