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R&D progress at JAEA towards production of high power and large-area negative ion beams for ITER

M. Hanada, T. Inoue, M. Kashiwagi, M. Taniguchi, H. Tobari, K. Watanabe, N. Umeda, M. Dairaku, Y. Ikeda, K. Sakamoto2007年被引用 6Nuclear FusionIF 3出版社

This paper reports the progress of R&D towards the ITER neutral beam (NB) system at the Japan Atomic Energy Agency (JAEA) during 2004–2006. In the accelerator development, an H− ion beam of 146 A m−2 was accelerated up to 836 keV in a vacuum insulated accelerator with five acceleration stages. This is the first production of a high power density beam at MeV range energy, which is more than twice as high as those of the existing NB systems for large experimental reactors such as JT-60U and LHD. The ITER NB system requires a high voltage (HV) bushing as an electric feedthrough to the vacuum insulated accelerator from the gas insulated power supply. A full-size (1.56 m in diameter and 0.292 m in height) insulator ring made of alumina ceramic has been successfully fabricated for HV bushing, as a result of the technological development of a new cold iso-static press.Long pulse operations of JT-60U negative ion sources with a large extraction area of 0.45 × 1.1 m2 are in progress. From the two ion sources, D− ion beams of 21 A (90 A m−2), 320 keV have been produced for 21 s. As a consequence, injection of 3.2 MW D0 beams was achieved. Thus, the long pulse operation of the negative ion based NB system has been demonstrated with multi-tens of ampere of D− ions extracted from the ion extraction area relevant to the ITER NB design (0.6 × 1.5 m2). For long pulse operation of such powerful beams, the negative ion uniformity over the wide extraction area is an essential issue to avoid excess power loading on the accelerator grids. By adopting a new magnetic configuration with the so-called 'tent-shaped filter', the uniformity of the JAEA 10 A source (extraction area: 0.13 × 0.22 m2) was improved by 8%, which fulfilled the ITER requirement.

日本語訳

本論文は、2004年から2006年にかけて日本原子力研究開発機構(JAEA)において実施されたITER中性粒子ビーム(NB)システムに向けた研究開発の進捗を報告するものである。加速器開発においては、5段の加速段を有する真空絶縁加速器において、H−イオンビームを146 A m−2の電流密度で836 keVまで加速することに成功した。これは、MeV級エネルギー域における高出力密度ビームの初めての生成であり、JT-60UやLHDなどの大型実験炉向け既存NBシステムの2倍以上の値である。ITER NBシステムには、ガス絶縁電源から真空絶縁加速器への電気導入路として高電圧(HV)ブッシングが必要である。フルサイズ(直径1.56 m、高さ0.292 m)のアルミナセラミック製絶縁リングが、新しい冷間静水圧プレス法の技術開発の結果として、HVブッシング用に首尾よく製作された。大面積(0.45 × 1.1 m2)の引き出し領域を有するJT-60U負イオン源の長時間パルス運転が進行中である。2基のイオン源から、D−イオンビーム21 A(90 A m−2)、320 keVを21秒間生成することに成功した。その結果、3.2 MWのD0ビーム入射が達成された。これにより、負イオン源方式NBシステムの長時間パルス運転が、ITER NB設計に関連するイオン引き出し領域(0.6 × 1.5 m2)から数十アンペア級のD−イオンを引き出して実証された。このような高出力ビームの長時間パルス運転においては、広い引き出し領域にわたる負イオンの均一性が、加速器グリッドへの過大な電力負荷を回避するための本質的な課題である。いわゆる「テント型フィルター」を備えた新しい磁場配位を採用することにより、JAEA 10 A線源(引き出し領域:0.13 × 0.22 m2)の均一性は8%改善され、ITER要件を満たした。

装置

iter高精度(タイトル一致)lhd低精度(概要文一致)

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ITERNegative ionIon beams
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