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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。
島田 勝弘; 寺門 恒久; 山内 邦仁; 松川 誠; Baulaigue, O.*; Coletti, R.*; Coletti, A.*; Novello, L.*
Plasma Science and Technology, 15(2), p.184 - 187, 2013/02
被引用回数：5 パーセンタイル：17.69(Physics, Fluids & Plasmas)In JT-60SA, the four thyristor converters in poloidal field coil (PFC) power supplies are used for plasma initiation. In this case, the large reactive power fluctuation induced by the "Booster PS" is the cause of large voltage fluctuation across the terminals of the motor-generator. To minimize the reactive power fluctuation during plasma initiation, an asymmetric control method and a sequential timing control to start/stop each "Booster PS" are foreseen. To evaluate the effectiveness of above control methods for the "Booster PS", the reactive power has been simulated by using "PSCAD/EMTDC" code. From the simulation it results that the reactive power induced by the four units of the "Booster PS" can be dramatically reduced. In addition, the voltage fluctuation of the motor-generator connected to the "Booster PS" is expected to be suppressed to less than 10%, which ensures the stable control of JT-60SA magnet power supplies.
山内 邦仁; 島田 勝弘; 寺門 恒久; 松川 誠; Coletti, R.*; Lampasi, A.*; Gaio, E.*; Coletti, A.*; Novello, L.*
Plasma Science and Technology, 15(2), p.148 - 151, 2013/02
被引用回数：6 パーセンタイル：26.2(Physics, Fluids & Plasmas)One of the most essential issues for designing a power supply system of superconducting coil is to avoid any overvoltage. Here, the most concerned overvoltage can appear between turns due to the transiently concentrated voltage distribution inside the coil, which is mainly caused by parasitic capacitances and high dv/dt. For this reason, the coil power supply, especially fast high voltage generation circuit, should equip proper snubber(s) in order to suppress the dv/dt. However, it is too complicated to accurately evaluate the transient voltage in the coil because of the distributed parameters of the mutual inductance between turns and the capacitance between adjacent conductors. In this study, such a complicated system is modeled with reasonably detailed circuit network with lumped ones, and is integrated into the overall simulation model of JT-60SA PF coil circuit. Then a detailed circuit analysis is conducted in order to evaluate the possible voltage transient in the coil circuit. As a result, appropriate circuit parameters in the coil power supply including the snubbers are obtained.
村上 陽之; 木津 要; 土屋 勝彦; 吉田 清; 山内 邦仁; 島田 勝弘; 寺門 恒久; 松川 誠; 長谷川 満*; 湊 恒明*; et al.
IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 22(3), p.9501405_1 - 9501405_5, 2012/06
被引用回数：4 パーセンタイル：29.2(Engineering, Electrical & Electronic)超伝導コイルの開発において、ターン間絶縁の耐電圧特性は重要な設計パラメータである。しかし実機コイルのターン間電圧は、電源の電圧変動やコイル内の共振現象により、理想的に電圧が分布した場合に比べ局所的にターン間電圧が高くなる危険性が指摘されている。そこで電源の電圧変動を評価するためJT-60SAと同等の大型電源であるJT-60Uの電源電圧測定を実施した。また、コイル内の共振現象を把握するため、EF4ダミーパンケーキを用いた共振特性試験及び数値解析によりEFコイルの共振特性を評価した。これらの結果、実際のターン間電圧は理想的な電圧分布から大きく外れないことが確認できた。
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：7 パーセンタイル：44.28(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 
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.
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：20 パーセンタイル：81.61(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.
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.
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 
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.
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.
Gaio, E.*; Novello, L.*; Piovan, R.*; 島田 勝弘; 寺門 恒久; 栗原 研一; 松川 誠
Fusion Engineering and Design, 84(2-6), p.804 - 809, 2009/06
被引用回数：19 パーセンタイル：76.21(Nuclear Science & Technology)コイルクエンチ時に超電導コイルの蓄積エネルギーを高速に取り除かなければならないJT-60SAのクエンチ保護回路の概念設計について発表を行う。クエンチ保護回路の主要部は、高速にコイル消磁を行うためにコイル電流を抵抗に転流させる直流電流スイッチで構成される。本発表では、機械スイッチと半導体スイッチの一つであるIGCT(Integrated Gate Commutated Thyristor)の並列接続で構成されたハイブリッド型電流スイッチを提案し、検討した結果について述べる。また、クエンチ保護回路の主要部のほかに、電流スイッチで電流遮断失敗した場合のバックアップ回路として直列にパイロブレーカーを接続する。提案するハイブリッド型クエンチ保護回路は、半導体スイッチの特徴である高速遮断性能とメンテナンスフリーの利点と機械スイッチの特徴である低損失の利点の両方を併せ持つ回路構成となる。
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。
島田 勝弘; 寺門 恒久; 栗原 研一
JAEA-Technology 2008-022, 24 Pages, 2008/03
JAEA-Technology-2008-022.pdf:8.01MB
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、NBI装置,RF装置で構成される加熱装置の加熱時間が大幅に延伸される。既存の給電システムである電動発電機のエネルギーだけでは不足となるため、系統から直接受電する新しい給電システムを構築する必要がある。本報告書では、増力される加熱装置への給電を商用系統から直接行う新しい交流電源系の提案を示し、加熱装置で系統直接受電する場合に問題となる那珂核融合研究所の受電条件を満たすために、電源解析シミュレーションの一つである「PSCAD/EMTDC」を用いた高調波フィルタ及び力率改善コンデンサ等の無効電力補償装置の設計検討について報告する。
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。
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：32.92(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。
島田 勝弘; 大森 栄和; 古川 弘*; 寺門 恒久; 松川 誠; 栗原 研一
Proceedings of International Conference on Electrical Engineering 2004 (ICEE 2004), p.777 - 781, 2004/00
同期発電機とダイオード整流器で構成される電源を用いてトカマク型核融合装置JT-60のトロイダル磁場コイル電流を制御する新しいシステムの開発を行った。このコイル電流制御では、状態フィードバック制御手法を採用し、高精度でほぼ任意のパターンで電流を変化させることを可能とした。さらに、発電機界磁電流,発電機端子電圧及びトロイダル磁場コイル電圧のリミタ機能や、安全のためにリアルタイムでのコイル異常検出機能も設けている。開発された新しいコイル電流制御システムの動作試験及びコイル通電試験を行い、システムの健全性を確認した。本発表では、新しいコイル電流制御システムの設計・製作・試験について報告する。
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
被引用回数：2 パーセンタイル：19(Nuclear Science & Technology)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。
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：17.03(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。
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。
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：17 パーセンタイル：74.85(Nuclear Science & Technology)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。
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。
