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池田 佳隆; 花田 磨砂也; 鎌田 正輝; 小林 薫; 梅田 尚孝; 秋野 昇; 海老沢 昇; 井上 多加志; 本田 敦; 河合 視己人; et al.
IEEE Transactions on Plasma Science, 36(4), p.1519 - 1529, 2008/08
被引用回数：12 パーセンタイル：41.25(Physics, Fluids & Plasmas)JT-60SA用負イオンNBI加熱装置(N-NBI)は、加速エネルギー500keV, 10MW, 100秒入射の性能が求められている。JT-60SA用N-NBIの実現には、3つの課題解決が必要である。1つはイオン源の耐電圧の改善である。最近のイオン源の耐電圧試験から、大型加速管ではその電極面積の大型化に伴い長時間のコンディショニングと電界強度の設計裕度が必要であることが明らかとなった。2つ目は、電極及びビームラインの熱負荷の低減である。最近の研究によりビーム同士の空間電荷効果でビーム軌道が曲げられ電極に衝突し、熱負荷を増加していることが明らかとなった。これは空間電荷効果を考慮した3次元ビーム軌道計算に基づき電極構造を補正することで改善できる。3つ目は、100秒間の安定な負イオン生成である。このため負イオン生成に不可欠なプラズマ電極の温度制御方式を提案した。これらのR&Dを行い、JT-60SA用N-NBIのイオン源は2015年から改造を予定している。
菊池 勝美; 秋野 昇; 海老沢 昇; 池田 佳隆; 関 則和*; 竹之内 忠; 棚井 豊
JAEA-Technology 2008-034, 25 Pages, 2008/04
JAEA-Technology-2008-034.pdf:3.7MB
NBI補助真空排気系設備は、主排気システムであるクライオポンプの補助を行う真空排気設備である。1次冷却系設備は、NBI加熱装置の受熱機器への冷却水を供給する設備である。この補助真空排気系設備及び1次冷却系設備の両設備の制御システムは、約22年前に製作され、入出力数約2000点、ラダーソフト3600ラインからなる大規模なものである。しかし、高経年化により信頼性の低下や修理の対応が困難となった。今回、高経年化対策として低価格の最新汎用PLCを最大限に活用した更新用制御システムを原子力機構独自で設計・製作した。その結果、低価格なPLCでも、従来の大規模制御機能を完全に実現できることを示した。さらに最新PLCの有するPLCネットワーク機能を用いることで、従来不可能であった遠隔制御を実現した。この結果、各機器の詳細な状態判別が可能となり、機器トラブル箇所の調査と修復が迅速となるとともに、運転監視業務が軽減できた。
本田 敦; 岡野 文範; 大島 克己; 秋野 昇; 菊池 勝美; 棚井 豊; 竹之内 忠; 沼澤 呈*; 池田 佳隆
Fusion Engineering and Design, 83(2-3), p.276 - 279, 2008/04
被引用回数：11 パーセンタイル：59.16(Nuclear Science & Technology)JT-60NBI加熱装置用冷凍設備の制御システムをPLC(プログラマブル・ロジックコントローラ)とSCADA(監視制御及びデータ収集ソフトの略)の組合せにより更新した。従来の制御システムは約400のループ制御を行う分散型計算機システムであるが、運転開始から20年が経過し、高経年化により、最近、故障頻度が著しく高くなってきた。このため冷凍設備の信頼性維持として、PLCとSCADAを組合せた制御システムの更新を計画した。この新制御システムはブロック内の演算とブロック間のリンクを最適化することで、400ループをPLCで構築した。現在、同制御システムは正常に機能している。このシステムは、400以上の制御ループシステムを市場性の高いPLCを用いてユーザー自体が製作した初めての例である。
ion beams in the JT-60 negative ion source花田 磨砂也; 鎌田 正輝; 秋野 昇; 海老沢 昇; 本田 敦; 河合 視己人; 椛澤 稔; 菊池 勝美; 小又 将夫; 藻垣 和彦; et al.
Review of Scientific Instruments, 79(2), p.02A519_1 - 02A519_4, 2008/02
被引用回数：6 パーセンタイル：32.32(Instruments & Instrumentation)高出力負イオンビームの長パルス化研究をJT-60負イオン源を用いて実施した。長パルス化上で問題となる耐電圧特性及び電極熱負荷について調べ、運転条件を最適化した。耐電圧特性に関しては、真空状態である負イオン源内部において、加速電圧印加時に発生する発光と耐電圧特性の相関関係を調べた。分光測定の結果、発光は繊維強化プラスチック(FRP)製絶縁管に電子が衝突することにより、絶縁管自体がカソードルミネッセンスにより発光していると推察された。さらに、発光強度と耐電圧特性の相関関係から、発光がほぼ零となるときに、イオン源は放電破壊は十分に抑制され、安定に動作することがわかった。発光がほぼ零となる加速電圧(
340kV)で、負イオン源の長パルス化を図った。電極熱負荷に関しては、負イオン生成のためのアーク放電電力や引き出し電圧を最適化することによって、加速電極熱負荷を許容値(1MW)に抑制した。JT-60に設置されている負イオン源2台それぞれに対して、これらの運転条件を最適化した結果、各イオン源から320keV,約10A重水素負イオンビームを、従来より2倍長い21秒間安定に生成した。中性化後の重水素ビームパワーは3.2MWに達しており、世界で初めて、数MW級の中性粒子を20秒以上入射することに成功した。
池田 佳隆; 秋野 昇; 海老沢 昇; 花田 磨砂也; 井上 多加志; 本田 敦; 鎌田 正輝; 河合 視己人; 椛澤 稔; 菊池 勝美; et al.
Fusion Engineering and Design, 82(5-14), p.791 - 797, 2007/10
被引用回数：22 パーセンタイル：80.64(Nuclear Science & Technology)ITERや原型炉に向けた研究を強化するため、JT-60Uを超伝導化するJT-60SA計画が進められている。この計画におけるNBI加熱装置は、入射パワーは1基あたりの入射パワー2MW(85keV)の正イオンNBI加熱装置が12基、入射パワー10MW(500keV)の負イオンNBI加熱装置が1基から構成され、総計34MW,100秒のビーム入射を行う予定である。一方、これまでにJT-60Uにおいては、正イオンNBIで2MW(85keV),30秒、負イオンNBIで3.2MW(320keV),20秒入射を既に達成している。これらの運転において両イオン源の加速電極の冷却水温度上昇は約20秒以内で飽和していることから、改修計画に向けては、電源の容量強化や負イオンNBIの加速エネルギー向上が鍵となると考えられる。本論文では、JT-60SA計画における、NBI加熱装置の増力に関する工学設計を報告する。
池田 佳隆; 梅田 尚孝; 秋野 昇; 海老沢 昇; Grisham, L. R.*; 花田 磨砂也; 本田 敦; 井上 多加志; 河合 視己人; 椛澤 稔; et al.
Nuclear Fusion, 46(6), p.S211 - S219, 2006/06
被引用回数：59 パーセンタイル：87.2(Physics, Fluids & Plasmas)JT-60Uの負イオンNBI装置では、準定常状態のプラズマ研究を行うため、パルス幅を10秒から30秒に拡張する試みに着手した。そのための最も重要な課題は、イオン源電極の熱負荷軽減であり、2つの改良を提案した。1つは、ビーム同士の相互作用によるビームの拡がりの抑制であり、そのために薄板を引出電極に取付け、局所的な電界を修正した。その厚みは、ビームの偏向を最適に制御するよう決めた。もう1つは、負イオンから電子が剥ぎ取られ、その電子がイオン源内で加速,電極に衝突するストリッピング損失の低減化である。このために加速部の真空排気速度を改善するようイオン源を改造した。これらの改造を行い、現在まで17秒,1.6MWあるいは25秒,約1MWの入射に成功した。
本田 敦; 岡野 文範; 大島 克己; 秋野 昇; 菊池 勝美; 棚井 豊; 竹之内 忠; 沼澤 呈*
JAEA-Technology 2006-020, 20 Pages, 2006/03
JAEA-Technology-2006-020.pdf:2.96MB
JT-60中性粒子ビーム入射装置(NBI)は臨界プラズマ試験装置(JT-60U)の主加熱装置の1つである。NBIは14基の正イオンNBIビームユニット(2イオン源/ユニット)と1基の負イオンNBIビームユニット(2イオン源/ユニット)があり、プラズマ源と中性化のためには、1基あたり3
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/sの重水素ガスを導入する必要がある。一方、中性ビームが再電離を起こさないように、導入した重水素ガスを素早く排気するために、排気速度20000m/sの大容量クライオポンプが設置されている。クライオポンプの冷却は2.4kWの冷凍能力を有するヘリウム冷凍設備で行っている。このヘリウム冷凍設備の制御は、1985年以来、DCS計算機システム(総制御ループ数:約400)で行っていた。しかし、近年DCS機器の高経年化等による故障頻度が著しく高くなってきたため、PLC計装を用いて制御システムの更新を実施した。本更新は、エンジニアリングメーカーに頼らず日本原子力研究開発機構の職員が独自に設計・製作したものである。本報告書は、これらの改造への取り組み及び成果についてまとめたものである。
菊池 勝美*; 秋野 昇; 池田 佳隆; 大賀 徳道; 大島 克己*; 岡野 文範; 竹之内 忠*; 棚井 豊*; 本田 敦
平成16年度大阪大学総合技術研究会報告集(CD-ROM), 4 Pages, 2005/03
冷媒循環系制御用システムは1987年から約17年間運転されてきた。本制御システムは液体Heを用いた排気速度2,000万l/sの世界最大規模のクライオポンプの制御のためのものであり、アナログ400点,デジタル800点の監視,帰還制御を行う。今回、高経年化のため制御システムの更新を行うこととなり、システムのコスト,堅牢性,導入の難易度,汎用性等の比較検討を実施した。その結果、PLCベースでアナログループ制御が簡易に導入できるシステムを選択し更新の作業に着手したので、その検討内容を報告する。
栗山 正明; 秋野 昇; 磯崎 信光*; 伊藤 孝雄; 井上 多加志; 薄井 勝富; 海老沢 昇; 大島 克己*; 小原 祥裕; 大原 比呂志; et al.
Fusion Engineering and Design, 39-40, p.115 - 121, 1998/00
被引用回数：36 パーセンタイル：91.63(Nuclear Science & Technology)JT-60用負イオンNBI装置によるプラズマへのビーム入射が1996年3月から開始された。本NBIによる最初のビーム入射(180keV,0.1MW/0.4秒)が1996年3月に成功して以来、負イオン源及び加速電源の運転パラメータを最適化することによりビーム出力の増大を図ってきた。同年9月には、重水素ビームにより、2.5MW/350keV/0.9秒/2台イオン源の中性ビーム入射を行った。同時に負イオンビームの中性化効率が250~370keVの範囲で60%であることを確認した。更に1997年1月~2月の運転では、イオン源1台により水素ビームで3.2MW/350keVのビーム入射を達成した。
栗山 正明; 青柳 哲雄; 秋野 昇; 磯崎 信光*; 伊藤 孝雄; 井上 多加志; 宇佐美 広次*; 薄井 勝富; 海老沢 昇; 大島 克己*; et al.
日本原子力学会誌, 38(11), p.912 - 922, 1996/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)500keV・10MWの性能をもつJT-60用負イオンNBI装置が1996年3月に完成し、ビーム入射実験を開始した。この装置は、国際熱核融合実験炉(ITER)の加熱と電流駆動の有力な方式として考えられている負イオンを使ったNBI装置を世界で初めて実現したもので、ITERにおける負イオンNBIの物理的及び技術的妥当性を実証することを目的としている。このNBIシステム全体の完成に先立って、装置の一部を使って負イオン生成・加速の性能確認を目的とするイオン源と電源の組み合わせ試験を実施した。1995年6月から10月の間に実施したこの試験において400keV、13.5A(5.4MW)の世界最高の重水素負イオンビーム加速を達成した。このNBIの全体システムの据付が1995年12月に終了し、1996年3月にJT-60への最初のビーム入射に成功した。
打越 忠昭; 立花 光夫; 志賀 重範*; 竹之内 剛蔵*
火力原子力発電, 43(11), p.1427 - 1434, 1992/11
原研JPDRでは、将来の実用発電炉の廃止措置に備えて、解体に必要となる技術の開発とJPDR原子炉施設を解体する解体実地試験を進めている。解体実地試験では現在までに、炉内構造物、原子炉圧力容器の解体撤去を完了し、放射線しゃへい体の解体撤去を実施中である。このうち原子炉圧力容器胴部の解体には、遠隔水中切断技術の1つであるアークソー切断技術が適用された。アークソー切断技術については、解体実地試験に先立ち昭和57年度より開発を始め、フルスケールのモックアップ試験を経て、平成元年~2年度にかけてJPDRの原子炉圧力容器胴部の解体撤去に適用した。本論文は、アークソー切断装置による原子炉圧力容器の解体実地試験について記述したものであり、このJPDRでの成功が原子炉の将来の課題である廃炉技術の開発に有益な成果になることを期待するものである。
棚井 豊; 秋野 昇; 菊池 勝美; 竹之内 忠
no journal, ,
JT-60NBI冷媒循環系設備(以下、冷媒循環系という)は、NBI加熱装置のビームライン内を常に超高真空雰囲気に保つためになくてはならない設備であり、同加熱装置によるJT-60での臨界達成や高エネルギービーム入射に大きく貢献してきた。従来の冷媒循環系の計算機システムは、14基のクライオポンプと1式のヘリウム冷凍機の自動運転制御を目的として、昭和62年に設置されたもので、16ビットCPUを擁した制御用計算機EX-100シリーズ(日立製作所製)であり、2台のCRT(POC-EX-100主メモリ2MB)3組のマルチコントローラMLC(メモリ256kB/MLC),1式のループコントローラLPCから構成されていた。この計算機システムは、昨年まで約18年間運転されてきたが、老朽化による監視性能等の機能低下に加え、同計算機の製造中止によりオーバーホールや修理のための保守部品の確保が困難になってきた。そのため、前回の技術研究会で報告(*1)したとおり、従来使用していた計算機システム(DCS)からPLCを用いた制御システムに変更を図った。制御システムに変更でははじめに制御系単体にて個々のループやシーケンス動作を確認した後に総合動作試験を行った。本報告は、総合動作試験時の主な制御不具合とその対策に関するものである。(*1)NBI冷媒循環系計算機システム更新の検討(P3-02於;大阪大学)
竹之内 忠; 秋野 昇; 池田 佳隆; 鎌田 正輝; 河合 視己人; 菊池 勝美; 棚井 豊; 花田 磨砂也
no journal, ,
JT-60負イオン源の長パルス化及び高出力化を図るうえで問題となっている500keV加速部の耐電圧性能について調べた。設計加速電圧500kVに対して、ビーム加速を伴わない(無負荷)場合、真空絶縁破壊を起こさない最大電圧は455kVに留まっている。この耐電圧不良の原因を調べるために、無負荷電圧印加時に、負イオン源の内部(真空側)で発生する光の強度を光電子増倍管で測定した結果、電圧印加直後(約90ms)にピークとなる過渡的な発光現象の存在が明らかとなった。この発光現象はコンディショニングにより低減し、発光がなくなると安定に電圧印加が可能であった。分光器を用いて光の波長を測定した結果、光の波長は420nmのピークを中心とした広い領域に分布した。この際、水素,炭素等のガス放電で発生する輝線スペクトルは観察されなかったことから、真空側の発光は、負イオン源の絶縁管で使用しているFRPへの電子衝突が起因(カソードルミネッセンス)していると類推できる。これらのことからFRPが耐電圧改善の鍵の1つと考えられる。
海老沢 昇; 菊池 勝美; 棚井 豊; 竹之内 忠; 秋野 昇; 池田 佳隆
no journal, ,
JT-60U用中性粒子入射装置(以下、NBIと略称)は、JT-60Uプラズマを加熱するための装置であり、JT-60U真空容器の周囲に15基が配置されている。NBIは、入射装置本体に加えて、電源系,1次冷却系,補助真空排気系、及び冷媒循環系等の各付帯設備で構成されている。NBIは、1986年の完成から約22年が経過しているため、ここ数年、これらの設備の制御システムの経年化により故障が頻発しており、システムの更新が必要となってきた。特に、補助真空排気系設備と1次冷却系設備の制御システムにおいては、部品の生産が中止しておりかつ後継互換機がないため、部品交換による修理が不可能となっていた。このため今回この2つの設備の制御システムの全面更新を実施した。実施にあたっては、コスト低減を図るために、エンジニアリングメーカーに依頼することなく、原子力機構自身で制御システムの更新を行った。本稿では、この補助真空排気系設備と1次冷却系設備の制御システムの全面更新について報告する。
神谷 宏治; 竹之内 忠; 市毛 寿一; 吉田 清
no journal, ,
JT-60のプラズマ閉じ込め用コイルをすべて超伝導に置き換えるJT-60SAは、超伝導マグネットなど4K設備への室温からの放射を低減するため、80Kに冷却したサーマルシールドで超伝導マグネットを包囲する。このためサーマルシールドの形状は超伝導マグネットの形状に強く依存する。今年、トロイダルフィールドコイル(TFC)の仕様や形状が確定し、超伝導マグネットとプラズマ真空容器間のクリアランスを110mm確保できる見通しが立った。本発表では、この中でサーマルシールドの設計と、モデルの一部について熱解析を行った。
米田 昌生*; 神谷 宏治; 本田 敦; 竹之内 忠; 吉田 清
no journal, ,
原子力機構のJT-60Uのトカマク本体を超電導化する計画が日本とEU間の共同プロジェクト「サテライトトカマク(JT-60SA)」として進められている。JT-60SAに用いられる超伝導コイル及び高温超伝導電流リード,サーマルシールド,クライオポンプは、ヘリウム冷凍機から冷却される。ヘリウム分配システムは、超伝導コイルなどの負荷とヘリウム冷凍機を結合するシステムである。ヘリウム分配システムの最適化のためには、負荷の冷却条件を調整する必要がある。ヘリウム分配システムとトカマク装置の他の機器との調整を行った設計を示す。
米田 昌生*; 神谷 宏治; 本田 敦; 竹之内 忠*; 吉田 清
no journal, ,
原子力機構のJT-60Uのトカマク本体コイルを超伝導化する計画が日本と欧州連合(EU)間の共同プロジェクト「サテライトトカマク(JT-60SA)」として進められている。JT-60SAに用いられる超伝導コイル及び高温超伝導電流(HTS)リード,サーマルシールド,クライオポンプは、ヘリウム冷凍設備(ヘリウム冷凍機,循環ポンプ)から冷却される。ヘリウム分配システムは冷凍設備から供給されるヘリウムを各負荷に分配するシステムで、配管及び弁,コイル端子箱,バルブボックスから構成される。既存設備と、欧州連合が担当するヘリウム冷凍機の関係に満足するようヘリウム分配ステムの設計を行った結果を報告する。
