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川端 邦明; 大隅 久*; 大西 献*
日本機械学会誌, 122(1211), p.16 - 17, 2019/10
本稿では、2019年5月にJヴィレッジホテルにおいて開催されたInternational Topical Workshop on Fukushima Decommissioning Research (FDR2019)のうち、われわれが担当したTrack3; Robot technology, remote control systemにおいて企画されたキーノートスピーチやテクニカルセッション関する報告および遠隔操作技術の周辺状況についての解説を行った。
森山 伸一; 篠崎 信一
Japanese Journal of Applied Physics, Part 1, 44(8), p.6224 - 6229, 2005/08
被引用回数：1 パーセンタイル：4.7(Physics, Applied)実時間波形整形の手法を用い、分散処理の概念に基づいて、JT-60U高周波加熱装置の制御設備の改造を行った。改造後のシステムが、従来の集中処理システムに比べて高い性能と信頼性を発揮しているのは当然であるが、実時間波形整形機能により装置運転の役割分担を見直し、高効率で円滑な運転を実現したことは注目すべきことである。実験装置の性格上、実験運転と装置調整は平行して進められ、調整の完了は事実上ありえない。特にプラズマ対向機器でありかつ高い高周波電界の発生するアンテナのコンディショニングには、磁場やプラズマの存在する条件で、きめ細かく入射パラメータを設定することが不可欠である。改造後の典型的な役割分担では、JT-60U全体の実験パラメータを把握する実験オペレータが矩形の入射パワー波形をプログラムし、一方で高周波加熱装置、特にアンテナのその時点での状態を熟知したRFオペレータが、パワー上昇率限界など機器に固有のパラメータを入力する。これらの情報を実時間で合成した入射命令を機器側に送出するようにした。この改造では制御機器間の信号伝達を可能な限り単純化し、汎用機器を多用した。本改造で構築した単純で柔軟性のある分散処理システムは、核融合研究用高周波加熱装置の制御系のあり方を提案するものである。
藤井 常幸; 関 正美; 森山 伸一; 寺門 正之; 篠崎 信一; 平内 慎一; 下野 貢; 長谷川 浩一; 横倉 賢治; JT-60チーム
Journal of Physics; Conference Series, 25, p.45 - 50, 2005/00
JT-60U電子サイクロトロン波帯(ECRF)加熱装置は高性能プラズマの実現のために活用されている。その出力は周波数110GHzで4MWである。JT-60U ECRF加熱装置で使用するジャイロトロンの出力は、そのアノード電圧を制御することで、制御できる。これを利用して、プラズマへの入射パワーを変調するために、アノード電圧制御器を開発し、出力0.7MWで、変調周波数10
500Hzを達成した。また、このアノード電圧制御器を使用して、入射パルス幅を5秒から16秒まで伸長することに成功した。このような長パルスにおいて、アルミナ製のDCブレークの最大温度は約140度に達した。これを解析した結果、目標とするパルス幅30秒を実現するには、DCブレークの材料を低損失の材料に変更する必要があることが判明した。実時間制御でのECRF加熱による新古典テアリングモードの安定化を実証した。この実時間制御系では、ECE計測より10msごとに予測されるNTM発生領域を狙って、ECRFビームが入射される。
竹田 武司; 中川 繁昭; 本間 史隆*; 高田 英治*; 藤本 望
Journal of Nuclear Science and Technology, 39(9), p.986 - 995, 2002/09
被引用回数：4 パーセンタイル：29.2(Nuclear Science & Technology)HTTR(高温工学試験研究炉)は、黒鉛減速,ヘリウムガス冷却型の日本で初めての高温ガス炉である。HTTRは、2001年12月7日に初めて定格運転で全出力(30MW)を達成した。HTTRの出力上昇試験の中で、スクラムを伴う異常な過渡変化のシミュレーション試験を30MW運転からの商用電源の手動遮断により実施した。商用電源喪失直後、ヘリウム循環機,加圧水ポンプはコーストダウンし、ヘリウム及び加圧水の流量はスクラム設定値まで減少した。16対の制御棒は、設計値(12秒)以内で重力落下により炉心に2段階で挿入した。商用電源喪失から51秒で、非常用発電機からの給電により補助冷却設備は起動した。補助冷却設備の起動後40分で、炉心黒鉛構造物(例えば、燃料ブロック)の過渡な熱衝撃を防止するため、補助ヘリウム循環機2台のうち1台を計画的に停止した。補助冷却設備の起動後、炉内黒鉛構造物である高温プレナムブロックの温度は継続的に低下した。HTTR動的機器のブラックアウトシーケンスは設計通りであった。商用電源喪失シミュレーション試験により、スクラム後のHTTRの安全停止を確認した。
中川 繁昭; 齋藤 賢司; 本間 史隆; 橘 幸男; 國富 一彦
JAERI-Tech 2000-009, p.88 - 0, 2000/02
JAERI-Tech-2000-009.pdf:6.19MB
高温工学試験研究炉(High Temperature engineering Test Reactor: HTTR)の出力上昇試験における制御特性試験は、出力上昇段階において初めて実施可能な加圧水温度制御系、原子炉入口温度制御系、原子炉出力制御及び原子炉出口温度制御系を対象とした試験である。これらの制御系に対して、定値制御特性及び外乱応答特性を明らかにするための試験計画を立案した。この試験によりHTTRの制御特性が明らかになるとともに、比例ゲイン及び積分時定数等の通常運転における制御定数が決定される。また、試験のため原子炉に人為的に外乱を与えることから、試験実施時の安全確保について必要な検討を実施した。本報告書は、HTTR出力上昇試験における制御特性試験の内容及び試験実施時の安全性について検討した結果をまとめたものである。検討の結果、制御特性試験を安全かつ効率的に実施できる見通しを得るとともに、試験対象の制御系について外乱に対する安定領域を明らかにすることができた。
齋藤 賢司; 本間 史隆; 尾又 徹; 青野 哲也; 川路 さとし; 川崎 幸三; 伊与久 達夫
Proceedings of International Topical Meeting on Nuclear Plant Instrumentation, Controls, and Human-Machine Interface Technologies (NPIC&HMIT 2000) (CD-ROM), 8 Pages, 2000/00
HTTR(高温工学試験研究炉)は熱出力30MW、原子炉出口冷却材温度が最高950
高温ガス炉であり、1999年9月から出力上昇試験を行っている。HTTRの計測制御系は、計装系、制御系、安全保護系から成り立ち、原子炉を安全に運転するために高い信頼性が要求されている。本報告では、HTTRの計測制御系の設計について述べるとともに、系統別・総合機能試験、出力上昇試験で得られた計測制御系の特性試験の試験結果について発表する。
control theory to power control of a nonlinear reactor model鈴木 勝男; 島崎 潤也; 篠原 慶邦
Nuclear Science and Engineering, 115, p.142 - 151, 1993/00
被引用回数：23 パーセンタイル：87.46(Nuclear Science & Technology)本研究は非線形BWRの補償器設計へのHロバスト制御理論の応用に関するものである。また、その結果は標準的なLQG制御理論が適用された場合の結果と比較される。原子炉出力制御系に対してはロバスト安定と閉ループ感度の改善が望まれる。LQG制御理論で構成した出力制御系のシミュレーション結果では定常偏差が生じ、安定性が低いことが示された。そこで外乱やシステムパラメータ変動に対してロバストな制御系を設計するために、H制御理論を応用した。H制御系によるシミュレーション結果から、出力制御系は原子炉の安全な運転のために重要な充分なロバスト安定性と外乱減衰特性を有していることが示された。
新谷 文将; 秋元 正幸
JAERI-M 91-071, 53 Pages, 1991/05
炉心の冷却条件の変化が無視できるような体系での反応度事故時の炉出力と燃料温度挙動を、制御棒駆動系の特性を考慮して解析できる高速計算コードSHETEMPを作成した。本コード開発の目的は原子炉設計や安全審査計算で要求される数多くのパラメータ計算を行うことのできる高速計算コードを提供する事である。本コードは原子炉過渡熱水力解析コードALARM-P1に組み込まれていた一点近似核動特性と非定常一次元熱伝導計算モデルに新たに炉出力を制御するモデルを追加したものである。本コードの妥当性は本コードの計算結果と解析解との比較により確認した。また、サンプル計算から本コードは上記の要件を満足できることが分かった。本報はコードマニュアルとして作成したもので、解析モデル、使用法等を記した。
