原子力緊急時支援・研修センターの活動(平成22年度)

片桐 裕実; 奥野 浩; 澤畑 正由; 池田 武司; 佐藤 宗平; 寺門 直也; 長倉 智啓; 中西 千佳; 福本 雅弘; 山本 一也; et al.

JAEA-Review 2011-037, 66 Pages, 2011/12

JAEA-Review-2011-037.pdf:4.52MB

日本原子力研究開発機構は、災害対策基本法及び武力攻撃事態対処法に基づき、「指定公共機関」に指定されており、国及び地方公共団体その他の機関に対し、災害対策又は武力攻撃事態等への対処に関して、日本原子力研究開発機構防災業務計画及び国民保護業務計画に則り、技術支援をする責務を有している。原子力緊急時支援・研修センターは、緊急時には、全国を視野に入れた専門家の派遣,防災資機材の提供,防護対策のための技術的助言等の支援活動を行う。また、平常時には、我が国の防災対応体制強化・充実のために、自らの訓練・研修の他、国,地方公共団体,警察,消防,自衛隊等の原子力防災関係者のための実践的な訓練・研修並びに原子力防災に関する調査研究を実施する。平成22年度においては、上記業務を実施したほか、平成23年3月11日の東日本大震災により発生した東京電力福島第一原子力発電所の事故に際し、指定公共機関としての支援活動を総力を挙げて行った。

原子力緊急時支援・研修センターの活動(平成20年度)

金盛 正至; 橋本 和一郎; 照沼 弘; 池田 武司; 大村 明子; 寺門 直也; 長倉 智啓; 福本 雅弘; 渡辺 文隆; 山本 一也; et al.

JAEA-Review 2009-023, 61 Pages, 2009/09

JAEA-Review-2009-023.pdf:8.49MB

日本原子力研究開発機構は、災害対策基本法及び武力攻撃事態対処法に基づき、「指定公共機関」に指定されており、国及び地方公共団体その他の機関に対し、災害対策または武力攻撃事態等への対処に関して、日本原子力研究開発機構防災業務計画及び国民保護業務計画に則り、技術支援をする責務を有している。原子力緊急時支援・研修センターは、緊急時には、全国を視野に入れた専門家の派遣,防災資機材の提供,防護対策のための技術的助言等の支援活動を行う。また、平常時には、我が国の防災対応体制強化・充実のために、自らの訓練・研修のほか、国,地方公共団体,警察,消防,自衛隊等の原子力防災関係者のための実践的な訓練・研修並びに原子力防災に関する調査研究を実施する。平成20年度においては、日本原子力研究開発機構の中期計画に基づき、おもに下記の業務を推進した。(1)国,地方公共団体等との連携を図った指定公共機関としての技術支援活動,(2)国,地方公共団体等の原子力防災関係者に対する研修・訓練,(3)原子力防災にかかわる調査・研究の実施及び情報発信,(4)国際機関と連携を図ったアジア諸国への原子力防災にかかわる国際貢献。

電力用油入変圧器における無電圧タップ切換器の不具合対応

大森 栄和; 栗原 研一; 松川 誠; 寺門 恒久; 古川 弘

第17回分子科学研究所技術研究会報告集(CD-ROM), 4 Pages, 2006/03

大型核融合実験装置JT-60用電源設備の油入変圧器の油中ガス分析にて、1台の変圧器に管理値を超える可燃性ガスの発生が認められた。この変圧器(28MVA, 11kV/17kV)は電圧調整用の無電圧タップ切換器を備えており、タップ切換器接触部分の局所的な過熱によって可燃性ガスが発生した。このタップ切換器は20年以上切換えることなく運転され、そのことが不具合につながった一つの要因と考えられる。この不具合の現象,推定原因,対策について報告する。

「常陽」制御棒操作自動化システムの開発; オフラインシステムMK-III適用性評価

寺門 嗣夫; 星野 勝明; 鈴木 伸也; 伊東 秀明; 青木 裕; 大戸 敏弘

JNC TN9410 2004-008, 55 Pages, 2004/03

JNC-TN9410-2004-008.pdf:1.82MB

高速実験炉「常陽」では、原子炉の起動から停止までの全ての運転領域にわたる原子炉出力の自動制御化を実現し、より一層の運転信頼性を図ることを目的として、ファジィ推論による制御棒操作自動化システムの開発を進めている。制御棒操作自動化システムを実機に据付ける前段階として、MK-Ⅱ原子炉運転時に開発した「制御棒操作自動化オフラインシステム」についてMK‐Ⅲ性能試験中に操作ガイド機能の基礎データを採取し、その適用性を検討した。評価結果は以下の通りである。(1) 制御棒操作量表示機能のうち臨界近接モードは、MK-Ⅲにて臨界点が2104cpsに変更となったことから、規定ファジィ制御部の構造を一部変更する必要がある。(2) その他の制御モード(核加熱、系統昇温、出力上昇、出力下降)については、出力変化率、系統温度変化率がMK-Ⅱと同じであることから、MK-Ⅲ運転においても良好にガイドを提供できる。(3) 機器運転ガイド機能については、MK-Ⅲ原子炉運転マニュアルを反映したソフトウェアの変更が必要である。 (4) オフラインシステムのハードウェア機能を維持するため、当該システムの更新が必要である。

Design and analysis of plasma position and shape control in superconducting tokamak JT-60SC

松川 誠; 石田 真一; 逆井 章; 浦田 一宏*; 仙田 郁夫*; 栗田 源一; 玉井 広史; 櫻井 真治; 三浦 友史; 正木 圭; et al.

Fusion Engineering and Design, 66-68(1-4), p.703 - 708, 2003/09

https://doi.org/10.1016/S0920-3796(03)00278-3

本論文は、完全超伝導コイル化したJT-60装置(JT-60SC)における、プラズマ断面位置形状制御について述べるものである。基本的には、トロイダル磁場コイルの周辺に設置した超伝導ポロイダル磁場コイル(EFコイル)に低速なプラズマ断面形状位置制御を、また真空容器内に設置した常伝導コイルに高速な垂直・水平位置の制御を分担させるハイブリッド制御である。EFコイルの制御電圧は、いずれのコイルでも周回電圧で数V以下と非常に小さく、容器内コイルでさえ高々数10Vである。しかしながら、これにより十分な制御応答性の確保と電源容量の最小化が実現できることが、線形化グラッドシャフラノフ方程式を用いた数値シミュレーションにより示された。

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

https://doi.org/10.13182/FST02-A234

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。

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。

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

https://doi.org/10.1088/0029-5515/41/5/319

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。

Interaction between RF and edge plasma during ICRF heating in JT-60

藤井 常幸; 三枝 幹雄; 木村 晴行; 小野 雅之*; 飛田 健次; 根本 正博; 草間 義紀; 関 正美; 森山 伸一; 西谷 健夫; et al.

Fusion Engineering and Design, 12, p.139 - 148, 1990/00

https://doi.org/10.1016/0920-3796(90)90074-G

JT-60では、位相制御型2行2列ループアレテナを用いて、第2高調波イオンサイクロトロン周波数帯(ICRF)加熱実験を行っている。このICRF加熱時の高周波(RF)と周波プラズマとの相互作用として、アンテナ-プラズマ結合特性とパラメトリック不安定性について述べる。アンテナ-プラズマ結合抵抗は、これまで、Hモードと呼ばれる閉込めの良い状態のプラズマに対しては、小さくなる結果が得られていたが、JT-60では位相を制御することによって、これを改善できる結果を得た。またその結果の解析を行った。パラメリック不安定性については、2種類のそれを観測し、そのトロイダル磁場強度及びプラズマ電流に対する依存性を調べた。さらに、周辺プラズマがこのパラメトリック不安定性により加熱されていることを示した。

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。