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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

JT-60SAにおける直流電源系の初期設計検討

島田 勝弘; 大森 栄和; 岡野 潤; 松川 達哉; 寺門 恒久; 栗原 研一

JAEA-Technology 2008-031, 38 Pages, 2008/03

JAEA-Technology-2008-031.pdf:10.84MB

臨界プラズマ試験装置JT-60の次期装置としてJT-60SA(Super Advanced)の設計検討が進められている。JT-60SAでは、トロイダル磁場コイル(TFコイル),ポロイダル磁場コイル(PFコイル)が超伝導化され、100s以上のフラットトップを持つ長時間プラズマ運転が可能となる。このようなプラズマ運転,コイルの超伝導化に対応するために新しい直流系電源システムの構築を行う必要がある。これらの超伝導コイルに直流電力を供給する電源は、既存のJT-60電源を有効に再利用した電源機器と新規製作による電源機器を組合せた構成とし、コストの低減を図った。また、超伝導コイルを用いるため、コイルクエンチ時にコイル蓄積エネルギーを急速に消費させるクエンチ保護回路を新規に導入した。本報告書では、JT-60SAの直流系電源(TFコイル電源,PFコイル電源)の回路構成やそれらの制御手法の検討結果及びPSCAD/EMTDCを用いた設計した電源システムでの初期電源制御シミュレーション結果について報告する。

論文

Measurement of high frequency impedance of ITER CS Model Coil and the simulation analysis of internal resonance phenomenon

松川 誠; 三浦 友史; 島田 勝弘; 寺門 恒久; 岡野 潤; 礒野 高明; 布谷 嘉彦

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 14(2), p.1414 - 1417, 2004/06

 被引用回数:5 パーセンタイル:64.04(Engineering, Electrical & Electronic)

大型の超伝導コイルでは、導体に働く電磁力を効率良く支持するため、金属管に超伝導線を収めたCICC導体の採用が一般的である。また、偏流やコンジットの加工性(最小曲げ半径)及び不整磁場などを考慮すると、導体にはその要求性能に合致した最適なサイズと電流が存在する。このため、超伝導コイルは大型化に伴ってターン数及びターン間静電容量が増大する傾向にあり、内部共振周波数の低下が懸念される。そこで、筆者らはITER-CSモデルコイルの運転時における高周波インピーダンスを測定した。その結果、コイル両端のインピーダンスは事前の予想とおおむね合致した周波数特性を示し、400Hz付近で最小インピーダンスとなった。また、全ターン間の相互誘導,静電容量を考慮した回路解析を行い、内部共振現象による電圧上昇及び電圧分担の不平衡について検討した結果を述べる。

論文

Development and operational experiences of the JT-60U tokamak and power supplies

細金 延幸; 二宮 博正; 松川 誠; 安東 俊郎; 閨谷 譲; 堀池 寛*; 櫻井 真治; 正木 圭; 山本 正弘; 児玉 幸三; et al.

Fusion Science and Technology (JT-60 Special Issue), 42(2-3), p.368 - 385, 2002/09

 被引用回数:2 パーセンタイル:80.93(Nuclear Science & Technology)

本論文ではJT-60U装置及びコイル電源の開発とこれまでの運転経験についてレビューする。JT-60Uは高プラズマ電流,大体積プラズマ,高非円形プラズマを得るため、当初のJT-60装置から大型化された装置である。改造においては、トロイダル磁場コイルの内側の全ての構成機器が新しく製作された。さらに、ダイバータタイルには炭素材の化学スパッタリングを低減するためボロン変換CFC材が使用された。後には、当初の開ダイバータに代わって、NBI用クライオ排気パネルをダイバータ排気装置に用いた排気装置付の半閉ダイバータを設置した。これらの構成機器の開発に導入されたさまざまな技術や工夫,及びそれらの運転経験は、将来のトカマク装置の設計のための貴重なデータを提供するものである。一方、JT-60Uの運転に影響を与えた主要な故障についても述べる。さらに、重水素を燃料に使用するトカマク装置の保守の重要な課題として、容器内作業者の被ばくを抑えるための方策についても紹介する。

論文

JT-60電源設備の長期保管計画

大森 栄和; 松川 誠; 大森 俊造; 寺門 恒久; 岡野 潤; 野田 政明*

NIFS-MEMO-36, p.358 - 361, 2002/06

大型核融合実験装置JT-60は、数年以内に運転を終了し、その後大規模な改修作業を行う予定である。新しい装置の磁場コイルには超伝導コイルが使用され、その構成や定格も現在の装置とは大幅に異なるため、これに電力を供給するコイル電源設備も新しい装置にあわせた改造が行われる。コイル電源設備の改造にあたっては、機器のすべてを新規に製作するのではなく、既存の機器を最大限再利用する手法を採る。このため、改修が行われる数年の間、それらの機器を健全な状態に維持し、改修後の運転においても十分な機能と信頼性を得られるよう保管しなければならない。保管にあたっては、機器を健全に保つことも当然ながら、経済性も考慮する必要がある。今回、これらのことを念頭に置き、今までの運転実績などを踏まえた上での保管の方法などについて計画したので、トロイダル磁場コイル電源を例に取り報告する。

論文

First test results for the ITER central solenoid model coil

加藤 崇; 辻 博史; 安藤 俊就; 高橋 良和; 中嶋 秀夫; 杉本 誠; 礒野 高明; 小泉 徳潔; 河野 勝己; 押切 雅幸*; et al.

Fusion Engineering and Design, 56-57, p.59 - 70, 2001/10

 被引用回数:14 パーセンタイル:26.14

ITER中心ソレノイド・モデル・コイルは、1992年より設計・製作を開始し、1999年に完成した。2000年2月末に原研に建設されたコイル試験装置への据え付けが終了し、3月より第1回のコイル実験が開始され、8月末に終了した。本実験により、コイルの定格性能である磁場13Tを達成したとともに、コイルに課せられた設計性能が十分に満足されていることを実証することができた。本論文は、上記実験結果につき、直流通電、急速励磁通電、1万回サイクル試験結果としてまとめる。また、性能評価として、分流開始温度特性、安定性特性、クエンチ特性についても言及する。

報告書

JT-60電源を用いたITER中心ソレノイドモデルコイルのパルス通電試験

寺門 恒久; 岡野 潤; 島田 勝弘; 三浦 友史; 山下 睦樹*; 松川 誠; 細金 延幸; 辻 博史; 安藤 俊就*; 高橋 良和; et al.

JAERI-Tech 2001-056, 24 Pages, 2001/08

JAERI-Tech-2001-056.pdf:1.17MB

国際熱核融合実験炉(ITER)の工学設計活動の一つとして、中心ソレノイド(CS)モデルコイルの開発が、日本、欧州連合、ロシア及び米国の共同で1992年から開始された。CSモデルコイルの通電試験は、日本原子力研究所那珂研究所の試験設備を用いて、国際共同実験チームにより行われた。通電試験には、直流通電試験とパルス通電試験があり、このうち直流通電試験は超電導磁石研究室の低電圧電源を用いた。一方、パルス通電にはJT-60のポロイダル磁場コイル電源を使用した。本レポートは、このパルス通電を行うために実施したJT-60ポロイダル磁場コイル電源の改造や、制御特性改善のためのリアルタイム制御手法の改良、及び得られた試験結果について報告する。

論文

Progress of the ITER central solenoid model coil programme

辻 博史; 奥野 清*; Thome, R.*; Salpietro, E.*; Egorov, S. A.*; Martovetsky, N.*; Ricci, M.*; Zanino, R.*; Zahn, G.*; Martinez, A.*; et al.

Nuclear Fusion, 41(5), p.645 - 651, 2001/05

 被引用回数:52 パーセンタイル:14.56(Physics, Fluids & Plasmas)

ITERを構成する3群の超伝導コイルでは、中心ソレノイド・コイルが最も高い磁場13Tを0.4T/s以上の速度で急速励起するパルス動作が要求される点で、最も技術的難度の高いコイルである。そこで中心ソレノイド・コイル工学設計の妥当性を確認し、併せてコイルの製作技術を開発する目的で、中心ソレノイド・モデル・コイルの開発が進められてきた。約8年をかけて完成したモデル・コイルの実験がこの程、国際共同作業として原研で実施され、技術開発目標をすべて満足する実験成果と貴重な技術データが得られた。

論文

A Design study of the power supply system for superconducting JT-60

松川 誠; 石田 真一; 逆井 章; 栗田 源一; 三浦 友史; 寺門 恒久; 大森 栄和; 大森 俊造; 岡野 潤; 島田 勝弘; et al.

Fusion Technology, 39(2-Part2), p.1106 - 1110, 2001/03

JT-60装置において定常化研究をより一層進展させるためには、プラズマ電流駆動時間をいかに長時間化するかが重要である。ところが、現在の電源システムはプラズマ電流駆動時間5秒を基本に設計製作されていることから、長時間化を実現するためには改造する必要がある。本文では、等価矩形波通電時間が約40秒の現トロイダル磁場コイル電源をサイリスタ変換器化して再構成し、新プロイダル磁場コイル電源のベース電圧電源とする改造案を提案する。そして、ほかの交直変換器を短時間のの補助電源として活用すれば、新規製作が必要な変換器がほとんど不要であることを示す。また、運転に必要な交流電源は、プラズマ電流4MAを100秒程度維持し、追加熱を40MW-10秒とするならば加熱用発電機1台で、10MW-100秒とするならばトロイダル用発電器1台で十分な見通しであることを示す。

論文

Prototype tokamak fusion power reactor based on SiC/SiC composite material, focussing on easy maintenance

西尾 敏; 植田 脩三; 栗原 良一; 黒田 敏公*; 三浦 秀徳*; 迫 淳*; 高瀬 和之; 関 泰; 安達 潤一*; 山崎 誠一郎*; et al.

Fusion Engineering and Design, 48(3-4), p.271 - 279, 2000/09

 被引用回数:13 パーセンタイル:31.45

将来の商用炉として環境安全性及び保守性に重点をおいたDREAM炉を過去にすでに提案した。そこでは材料開発の著しい進展が前提とされている。実験炉の次の原型炉の建設予定時期においては、材料は開発途上であることが想定され、そのことを前提として原型炉ドリームの概念構築を試みた。以下、検討の結果得られた主なパラメータを商用炉との比較をし、記述する。

論文

Preparations for pulse operation tests of ITER CS model coil using the JT-60 power supply

松川 誠; 三浦 友史; 寺門 恒久; 岡野 潤; 木村 豊秋

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 10(1), p.1410 - 1413, 2000/03

 被引用回数:3 パーセンタイル:68.11(Engineering, Electrical & Electronic)

国際熱核融合実験炉ITERの工学設計活動では、主要コンポーネントについての種々のR&Dが行われている。センターソレノイド(CS)コイルのR&Dはその中で最も重要な項目の一つで、クライオスタット内にコイルを据付して冷却の後、本年末には通電試験が開始される。また、JT-60電源を用いたパルス通電試験も来年2月末に予定されている。本論文は、このパルス通電試験のためにJT-60装置電源において行った改造や、コイルの共振電流解析の結果についてまとめたものである。すなわち、(1)発電機の低電圧運転によるサイリスタ変換器の運転時間の延長(22秒から70秒)、(2)超伝導コイル側のクエンチ保護回路不動作時に電源システムを保護するバイパススイッチの開発、(3)サイリスタ変換器の高周波成分による共振電流の評価とその実測計画について述べる。

論文

Modification of the JT-60 poloidal field power supply for high triangularity divertor operation

松川 誠; 寺門 恒久; 岡野 潤; 信坂 裕通*; 三浦 友史; 閨谷 譲; 木村 豊秋

Proc. of 17th IEEE/NPSS Symposium Fusion Engineering (SOFE'97), 1, p.548 - 551, 1998/00

JT-60では、プラズマの閉じ込め性能向上のために1995年から高三角度配位でのプラズマ実験を行っている。本論文は、このためのポロイダル磁場電源の改造と、その運転結果についてまとめたものである。電源設備においては、プラズマ電流の増大に合わせて順次サイリスタ変換器の組み替えを行い、現在は2MA以上のプラズマ電流に対応可能である。その結果、プラズマ電流1MAでは三角度を従来の0.1から0.6程度に、2MAでは0.4程度にまで運転領域を拡大させることができた。実験では、MHD発生時の水平磁場コイル電源の過電流が問題となったが、変換器制御系に微分リミターを導入することで対策の目処を得た。また高三角度配位ではX点の高さとともに半径方向の制御が可能なことを示し、ダイバータアップグレード後のプラズマ制御についての見通しを得た。

口頭

大容量フライホイール付電動発電機の運転経験; 20年の実績とトラブル事例

大森 栄和; 栗原 研一; 松川 誠; 寺門 恒久; 岡野 潤; 古川 弘

no journal, , 

日本原子力研究開発機構の大型核融合実験装置JT-60は、実験運転において約130万kVAもの大電力をパルス的に必要とするため、商用電力系統からすべての電力を受電することができない。このため、フライホイール効果を持つ総容量約110万kVAの電動発電機3台を設置し、JT-60の実験運転に必要なパルス電力を供給している。JT-60の電動発電機は、1985年の供用開始以来20年以上にわたり運転を継続してきた。その間、オーバーホールや細密点検などの保守に加え、幾つかのトラブルも経験してきた。世界最大級のフライホイール付電動発電機やその周辺機器について、20年以上にわたる運転経験を発表する。

口頭

JT-60SA電源システムの設計検討

島田 勝弘; 寺門 恒久; 大森 栄和; 岡野 潤; 古川 弘; 柴田 一之; 寺門 祐之; 柴田 孝俊; 松川 誠; 栗原 研一

no journal, , 

トカマク国内重点化装置JT-60SAでは、コイルの超伝導化,加熱装置の増力,運転時間の伸長に向け新しい電源システムが必要となる。JT-60SA電源システムは、既存の電源設備を有効に利用し、新規製作する電源と組合せたシステムとする予定である。そのため、標準運転パターンからコイル電源構成の基本仕様を検討し、コイル電源及び加熱装置への新しい給電システムの設計検討を行った。その結果、5つのEFコイル電源は、新規製作するベース電源と既存電源を再利用したブースタ電源で構成し、2つのEFコイル電源は、ベース電源とブースタ電源のほかに、既存電源を再利用したアシスト電源で構成し、CSコイル電源は、ベース電源と遮断器と抵抗による高電圧発生回路で構成する必要があることがわかった。また、加熱装置の増力により、供給電力の一部を商用系統から直接受電する必要があるので、シミュレーションにより、受電点での高調波電流及び電圧降下を評価した。その結果、275kV受電点における電圧変動率約1%,等価妨害電流は5.17Aとなり、受電条件を満たしていないことから、高調波フィルタ及び無効電力補償装置が必要であることがわかった。

口頭

JT-60SAにおけるプラズマ着火・立ち上げ用高電圧電源システムの設計検討

山内 邦仁; 島田 勝弘; 岡野 潤; 大森 栄和; 寺門 恒久; 栗原 研一

no journal, , 

ITERのサテライトトカマクとして計画されているJT-60SAのポロイダル磁場コイルでは、プラズマの着火と立ち上げの際に高電圧を必要とする一方で、運転の大部分を占める定常時にはほとんど電圧を必要としない。したがって、長時間ないし連続定格の低電圧電源と短時間定格の高電圧電源の組合せが価格と大きさの面で合理的である。ただし、このためにはコイルの通電中に最大20kAの直流大電流を適切かつ滑らかに転流し、短時間定格の高電圧電源をバイパスする機構が不可欠である。そこで、実用性と経済性の観点からこれらの要求を満たすバイパススイッチを新たに提案し、回路シミュレーションにより妥当性を評価した。本講演では、これらの設計検討の結果について報告する。

口頭

JT-60SAにおける超電導コイル電源の設計検討

島田 勝弘; 寺門 恒久; 大森 栄和; 岡野 潤; 山内 邦仁; 栗原 研一

no journal, , 

ITERのブローダーアプローチの一つであるJT-60SA計画では、トロイダル磁場コイル及びポロイダル磁場コイルが超電導化される。コイルの超電導化により、定常時では低電圧制御が可能となるが、プラズマ着火及び立ち上げ時には高電圧を必要とする。このような特殊な運転を実現するために、既存のJT-60U電源を有効に再利用した新しいコイル電源の回路設計検討を行い、併せてそれらの制御手法について検討も行った。検討の結果、トロイダル磁場コイル電源は、急速な励磁・消磁の必要がないので低電圧大電流電源とした。ポロイダル磁場コイル電源は、定常的に制御を行う低電圧のベース電源とプラズマ着火及び立ち上げ用の高電圧電源により構成し、高電圧電源として、既存JT-60ポロイダル磁場コイル電源を再利用したブースター/アシスト電源あるいは抵抗に電流を転流させて高電圧を発生させる高電圧発生回路を採用した。本講演では、超電導コイル電源の回路構成及びその制御手法について発表する。

口頭

JT-60SA装置における交流電源システムの概念設計の現状

松川 誠; 島田 勝弘; 寺門 恒久; 山内 邦仁; 大森 栄和; 岡野 潤

no journal, , 

JT-60SA装置の交流電源システムに関する発表である。JT-60SAの負荷は、大幅な無効電力変動を伴うポロイダル磁場コイル電源と、力率の変動は比較的少ないが消費エネルギーの大きいプラズマ加熱・電流駆動装置に大別できる。前者を直接電力系統に接続するには、大容量のアクティブフィルタなどを準備する必要があり、極めて高コストとなる。そこで、JT-60SAの運転シナリオを検討し、現有のH-MG(400MVA-2.6GJ)をおもにポロイダル磁場コイル電源に使用することにした。しかし、JT-60SAのプラズマ加熱・電流駆動入力は、初期実験段階ではせいぜい20MW-100sもしくは30MW-60sであるが、最終的には41MW-100sの実験運転が計画されている。これを実現するには、現有の連続励磁が可能な2台の電動発電機のエネルギーでは不足するため、新たなエネルギー蓄積要素を設けるか、電力系統からの受電を増大する必要がある。さらに、P-NBI, N-NBI及びECRF装置で、それぞれエネルギー変換効率も力率も異なるので、電力系統への影響に関しては障害電力の流出に細心の注意が必要となる。講演では概念設計の現状を報告するとともに、技術的な制約条件や実現への課題について述べる。

口頭

JT-60電動発電機(H-MG、400MVA)の細密点検

岡野 潤; 寺門 恒久

no journal, , 

原子力機構では、完全超伝導トカマクであるJT-60SA装置(プラズマ電流5.5MA-フラットトップ100秒、最大加熱41MW))の建設を進めている。プラズマ放電時間が旧JT-60Uの15秒から約140秒に拡大されるため、電源設備についても大幅な改修整備が必要不可欠である。とりわけ運転に必要なエネルギー源の確保、すなわち交流電源の整備が重要な課題である。ここでは、ほとんど前例のない7年間という長期保管処置中であった、JT-60の大型電動発電機の1つであるH-MG(400MVA、フライホイール付縦軸型)の再稼働に向けた細密点検、および周辺機器の整備内容とそれから得られた技術的知見について報告する。

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