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論文

Analysis of maximum voltage transient of JT-60SA toroidal field coils in case of fast discharge

Novello, L.*; Cara, P.*; Coletti, A.*; Gaio, E.*; Maistrello, A.*; 松川 誠; Philipps, G.*; Tomarchio, V.*; 山内 邦仁

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 26(2), p.4700507_1 - 4700507_7, 2016/03

 被引用回数:2 パーセンタイル:69.19(Engineering, Electrical & Electronic)

The voltage transient appearing across and inside the toroidal field (TF) coils of JT-60SA in case of fast voltage variation, such as a safety discharge operated by the quench protection circuit (QPC), can be significantly high. In fact, the voltage distribution between coils and inside the winding can be not uniform during fast transient, being influenced by the presence of parasitic capacitances. A simplified electrical model of the TF coils has been developed to investigate this aspect. The obtained model has been used in conjunction with an electrical model of the TF circuit elements, including a simplified model of the QPC. The worst case in terms of transient voltage applied to the winding has been identified, corresponding to a fault to ground occurring just after QPC operation. It has been verified that the resulting voltage is largely inside the coil insulation capability defined by performed insulation voltage tests.

論文

Operation and commissioning of IFMIF (International Fusion Materials Irradiation Facility) LIPAc injector

奥村 義和*; Gobin, R.*; Knaster, J.*; Heidinger, R.*; Ayala, J.-M.*; Bolzon, B.*; Cara, P.*; Chauvin, N.*; Chel, S.*; Gex, D.*; et al.

Review of Scientific Instruments, 87(2), p.02A739_1 - 02A739_3, 2016/02

 被引用回数:4 パーセンタイル:51.49(Instruments & Instrumentation)

IFMIFは40MeV/125mAの重水素ビームを発生する2基の線形加速器を用いた核融合材料照射施設である。日欧の幅広いアプローチ活動のもとで、原型加速器(LIPAc)を用いた実証試験が開始されており、その目標は9MeV/125mAの連続重水素ビームを発生することである。フランスで開発された入射器は、既に日本の六ヶ所の国際核融合研究開発センターに搬入され、2014年から運転と試験が開始されている。これまでに、100keV/120mAの連続水素ビームを0.2$$pi$$.mm.mradのエミッタンスのもとで生成することに成功している。

論文

IFMIF/EVEDA用大電流加速器の進捗

奥村 義和*; Ayala, J.-M.*; Bolzon, B.*; Cara, P.*; Chauvin, N.*; Chel, S.*; Gex, D.*; Gobin, R.*; Harrault, F.*; Heidinger, R.*; et al.

Proceedings of 12th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.203 - 205, 2015/09

日欧協力のもと、国際核融合中性子照射施設(IFMIF)の工学設計工学実証活動(EVEDA)が2007年から開始されている。IFMIFにおける最大の開発課題は、40MeV/250mA/CWの重水素イオンビームを発生できる大電流加速器であり、現在、その原型加速器(9MeV/125mA/CW)の試験を六ヶ所村の国際核融合研究センターにおいて段階的に実施している。試験は日欧の事業チームメンバーと、入射器を担当したフランスサクレー研究所などの欧州ホームチーム,日本ホームチームのメンバーから構成される原型加速器統合チームが担当している。入射器については、2014年から試験を開始し、現在までに100keV/120mA/CWの水素イオンビームを0.3$$pi$$mm.mrad以下のエミッタンスで生成することに成功している。2015年には、高周波四重極加速器(RFQ)用高周波電源の搬入据付が開始され、入射器の試験の終了とともにRFQ本体の据付も開始される予定である。本稿では、入射器の実証試験の結果とともに、RFQ,超伝導リニアック,高周波電源,ビームダンプ等の現状について報告する。

論文

IFMIF; Overview of the validation activities

Knaster, J.*; Arbeiter, F.*; Cara, P.*; Favuzza, P.*; 古川 智弘; Groeschel, F.*; Heidinger, R.*; Ibarra, A.*; 松本 宏*; Mosnier, A.*; et al.

Nuclear Fusion, 53(11), p.116001_1 - 116001_18, 2013/11

AA2013-0294.pdf:2.55MB

 被引用回数:56 パーセンタイル:1.83(Physics, Fluids & Plasmas)

日欧協力による幅広いアプローチ活動の下、IFMIF/EVEDA事業は、次の段階のIFMIF建設を目途としている。主要施設である(1)加速器、(2)標的、(3)試験設備の実証活動では、フルスケールのプロトタイプ、もしくは、直接、IFMIFへ外挿可能なスケールダウンモデルを製作している。1.125MW(125mA, 9MeV)の重陽子ライナックの据付が2013年3月に日本の六ヶ所で始まる。日本の大洗で稼動中の世界最大の液体リチウム試験ループは、今後、意欲的な実験が計画されている。フルスケールの高中性子束試験モジュールには日欧の協力で開発された小型試験片が約千個詰め込まれ、ヘリウムガスループとともにドイツで製作された。フルスケールのクリープ試験用中間中性子束試験モジュールがスイスで製作された。

論文

Design study of an AC power supply system in JT-60SA

島田 勝弘; Baulaigue, O.*; Cara, P.*; Coletti, A.*; Coletti, R.*; 松川 誠; 寺門 恒久; 山内 邦仁

Fusion Engineering and Design, 86(6-8), p.1427 - 1431, 2011/10

 被引用回数:5 パーセンタイル:50.9(Nuclear Science & Technology)

In the initial research phase of JT-60SA, the plasma heating operation of 30MW-60s or 20MW-100s is planned for 5.5 MA single null divertor plasmas. To achieve this operation, AC power source of the medium voltage of 18 kV and $$sim$$7 GJ has to be provided in total to the poloidal field coil power supplies and additional heating devices such as Neutral Beam Injection (NBI) and Electron Cyclotron Radio Frequency (ECRF). In this paper, the proposed AC power supply system in JT-60SA was estimated from the view point of available power, and harmonic currents based on the standard plasma operation scenario during the initial research phase. This AC power supply system consists of the reused JT-60 power supply facilities including motor generators with flywheel, AC breakers, and harmonic filters, etc. to make it cost effective. In addition, the conceptual design of the upgraded AC power supply system for the ultimate heating power of 41MW-100s in the extended research phase is also described.

論文

JT-60SA power supply system

Coletti, A.*; Baulaigue, O.*; Cara, P.*; Coletti, R.*; Ferro, A.*; Gaio, E.*; 松川 誠; Novello, L.*; Santinelli, M.*; 島田 勝弘; et al.

Fusion Engineering and Design, 86(6-8), p.1373 - 1376, 2011/10

 被引用回数:14 パーセンタイル:19.73(Nuclear Science & Technology)

JT-60SA is a joint international research and development project involving Japan and Europe, in the frame of the "Broader Approach Agreement", for the construction and operation of a new tokamak intended to prepare and support ITER operation. JT-60SA is to be built in Naka, Japan, using existing infrastructures and subsystems of the former JT-60U experiment, as much as possible. SA, as "super advanced", refers to the use of Superconducting Coils Magnets (SCM) and to the study of advanced modes in plasma operation. The SCM system includes Toroidal and Poloidal Field Coils (TFC and PFC respectively). In addition the machine features a number of normal conducting coils: Fast Plasma Control Coils (FPCC), a Resistive Wall Mode Control Coils and the Error Field Correction Coils. The paper describes the main features of the JT-60SA SCM Power Supply System (SCMPS) with special regard to coil current regulation mode and SCM protection.

論文

A Design study of stable coil current control method for back-to-back thyristor converter in JT-60SA

島田 勝弘; 寺門 恒久; 松川 誠; Cara, P.*; Baulaigue, O.*; Gaio, E.*; Coletti, R.*; Candela, G.*; Coletti, A.*

Journal of Plasma and Fusion Research SERIES, Vol.9, p.163 - 168, 2010/08

This paper describes the stable coil current control method of back-to-back thyristor converters as a design study. The back-to-back thyristor converter is applied to "Base PS" which is low-voltage power supply for PF coil in JT-60SA. This converter has six arms of anti-parallel connected thyristor devices to enable to operate with 4 quadrant operation. The dead beat control method is applied on the current feedback control algorithm. In addition, the non-interacting control method is adopted between coil current and circulating current among converters, which is necessary for smooth reversing of the coil current polarity. The rate limiter for control angles of thyristor converter is introduced to suppress the excessive current unbalance between converters. To estimate the proposed coil current control method, the real "Base PS" models are simulated by "PSCAD/EMTDC" code. From the simulation results, the stable control capability was obtained.

論文

Electric circuit analysis for plasma breakdown in JT-60SA

山内 邦仁; 島田 勝弘; 寺門 恒久; 松川 誠; Cara, P.*; Gaio, E.*; Santinelli, M.*; Coletti, R.*; Coletti, A.*

Journal of Plasma and Fusion Research SERIES, Vol.9, p.220 - 225, 2010/08

High current of about 500 kA will be induced in the passive structures such as vacuum vessel and stabilizing plate at plasma initiation in JT-60SA, because the total resistance of the passive structure is approximately 16 $$mu Omega$$ and the breakdown electric field of 0.5 V/m is expected for stable plasma initiation from the experiments of JT-60U. Therefore, a precise evaluation of the magnetic field performance using the accurate circuit analysis model has to be conducted to obtain stable plasma breakdown and for designing the detail of power supply system. In this paper, the preparation procedure of the analysis model will be presented. Then, some circuit analysis results of plasma breakdown will be given using ideal power supply and actual thyristor converter model for comparison. The delay effect of converter voltage control and the discrepancy of current control would be summarized as the first achievement. The voltage fluctuation of generator (H-MG, 400 MVA) at plasma initiation will be also described, because large reactive power fluctuation may cause large voltage fluctuation and sudden phase shift of the AC source voltage of thyristor converter.

論文

Optimization of plasma initiation scenarios in JT-60SA

松川 誠; 寺門 恒久; 山内 邦仁; 島田 勝弘; Cara, P.*; Gaio, E.*; Novello, L.*; Ferro, A.*; Coletti, R.*; Santinelli, M.*; et al.

Journal of Plasma and Fusion Research SERIES, Vol.9, p.264 - 269, 2010/08

Reliable plasma initiation is very important in the nuclear fusion devices especially in superconducting tokamaks. Applicable breakdown electric field would be limited up to level of 0.5 V/m to suppress large AC losses in the superconducting magnet. Furthermore, induced current in the passive structure such as vacuum vessel and stabilizing plate would increased easily to the comparable level of plasma current with several hundred kA even in the case of ECH assist breakdown. Therefore, optimization of the applied voltage to the poloidal field coil is necessary for stable plasma initiation. In this paper, the rationalized plasma initiation scenario using cost effectively designed power supply system will be provided.

論文

Status of JT-60SA tokamak under the EU-JA broader approach agreement

松川 誠; 菊池 満; 藤井 常幸; 藤田 隆明; 林 孝夫; 東島 智; 細金 延幸; 池田 佳隆; 井手 俊介; 石田 真一; et al.

Fusion Engineering and Design, 83(7-9), p.795 - 803, 2008/12

 被引用回数:13 パーセンタイル:26.45(Nuclear Science & Technology)

JT-60SAは、日欧の幅広いアプローチの下で建設する完全超伝導トカマク装置で、ITERや原型炉への貢献を目指している。2007年の両極の国会批准後、実質的には既に建設段階に移行している。JT-60SAは、既存の建屋,電源,プラズマ加熱装置,計測装置などの、JT-60U設備の最大限の有効利用が前提であり、完全に新作する主たる機器は本体装置のみである。最大プラズマは電流5.5MAで、プラズマ主半径3.06m,アスペクト比2.65,非円形度1.76,三確度0.36である。最大プラズマ加熱入力41MW,プラズマ電流のフラットトップ時間は100秒間である。本論文では、トカマク装置本体だけでなく、プラズマ加熱装置や遠隔保守装置の設計などについても言及するとともに、EUとの技術的な議論を踏まえて行った超伝導導体に関する最近の設計変更案などを紹介し、装置の全体像を明らかにする。

口頭

Cryoplant system for IFMIF/EVEDA prototype accelerator

春日井 敦; Bazin, N.*; Cara, P.*; Chel, S.*; Gex, D.*; Heidinger, R.*; 吉田 清; 伊原 彰; Knaster, J.*; 近藤 恵太郎; et al.

no journal, , 

国際核融合材料照射施設(IFMIF)は、原型炉の開発のために必要な十分高い中性子エネルギーの発生と照射領域を確保できる、D-Li反応を利用した加速器駆動型の中性子源を目指す。日欧の国際協力である幅広いアプローチ活動(BA)活動の一部であるIFMIF/EVEDA事業は、工学設計活動と技術的実現か創世を判断する工学実証活動を行うミッションを与えられている。IFMIF/EVEDA事業において開発が進められている原型加速器は、主に入射器、高周波四重極加速器、超伝導加速器からなる。超伝導加速器に必要なクライオプラントの設計が完了し、機器の調達が始まっている。そして日本での高圧ガスの許認可後に、9月から六ヶ所サイトにおいて据付けが開始される予定である。本論文はIFMIF/EVEDA原型加速器のためのクライオプラントシステムについてまとめたものである。

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