Reference design of the power supply system for the resistive-wall-mode control in JT-60SA

Ferro, A.*; Gaio, E.*; Novello, L.*; 松川 誠; 島田 勝弘; 川俣 陽一; 武智 学

Fusion Engineering and Design, 98-99, p.1053 - 1057, 2015/10

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2015.06.116

JT-60SA is the satellite tokamak under construction in Naka, Japan, in the framework of the EU - JA "Broader Approach" Agreement. In JT-60SA, to attain steady-state high-beta plasmas, suppression of Resistive Wall Modes (RWM) is necessary. At this purpose, a passive stabilizing plate (SP) and an active control system based on 18 in-vessel sector coils (SC) are foreseen. This paper firstly reports the main requirements for the RWM control system. Then, the reference design of the RWM-PS is described. It includes an ac/dc conversion system, dc-link capacitor banks and a set of 18 fast inverters. The advantages of the proposed scheme are discussed and the main electrical parameters are shown in detail. The main requirements of the control section are given, with details on possible implementation and interfaces with JT-60SA central control.

Design and realization of JT60-SA Fast Plasma Position Control Coils power supplies

Zito, P.*; Lampasi, A.*; Coletti, A.*; Novello, L.*; 松川 誠; 島田 勝弘; Cinarelli, D.*; Portesine, M.*; Dorronsoro, A.*; Vian, D.*

Fusion Engineering and Design, 98-99, p.1191 - 1196, 2015/10

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2015.05.069

In JT-60SA, Fast Plasma Position Control Coils Power Supplies (FPPCC PSs) control vertical position of the plasma during a plasma shot, against Vertical Displacements Event (VDE). For this task, the FPPCC PSs have to be as fast as possible and provide as much voltage as possible. Further, these will be open loop feed forward voltage controlled. The main characteristics are: 4-quadrant AC/DC converter 12-pulse with circulating current, DC load voltage 1000 V and DC load current 5 kA. The induced overvoltage in FPPC coil during a plasma disruption can reach 10 kV and it is bounded by a nonlinear resistor in parallel to the crowbar. All these technical characteristics have strongly influenced the design of the FPPC converter and of the FPPC transformers, that have been validated by simulation model of FPPCC PS. The outcomes of the simulation have allowed to finalize the performances and dynamic behavior of voltage response.

Overview of the new magnet power supply systems of JT-60SA procured by EU

Novello, L.*; Baulaigue, O.*; Coletti, A.*; Dumas, N.*; Ferro, A.*; Gaio, E.*; Lampasi, A.*; Maistrello, A.*; 松川 誠; 島田 勝弘; et al.

Fusion Engineering and Design, 98-99, p.1122 - 1126, 2015/10

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2015.06.014

JT-60SA, the superconducting tokamak under construction in Japan, will be equipped with a mix of new and reused Power Supplies (PS). Most of the new PS are procured by European Voluntary Contributors under the framework of Broader Approach agreement between F4E and JAEA. For the toroidal circuit, the 6 pulses ac/dc converter will be procured by CEA. It is rated 25.7 kA and 80 V dc, and will work in steady state condition. For the poloidal circuits the procurement of ten ac/dc converters, rated 20 kA and about 1 kV is shared between CEA and ENEA. They are 24 pulses four quadrant converters, with back to back thyristor bridges. Plasma initiation requires a fast variation of current in the Central Solenoids, obtained with the insertion of a settable resistor in series to the coils. This is achieved with the operation of four Switching Network Units procured by ENEA, producing up to 5 kV at the nominal 20 kA. The protection of superconducting magnets, both toroidal and poloidal, is assured by 13 Quench Protection Circuits procured by Consorzio RFX, rated 20 kA and 3.8 kV for poloidal QPCs and 25.7 kA and 2.8 kV for toroidal ones. The present status of the aforementioned PS is described in the paper: their detailed design has been completed and some systems have been already manufactured and tested.

Chemical reaction of lithium with room temperature atmosphere of various humidities

古川 智弘; 平川 康; 近藤 浩夫; 金村 卓治; 若井 栄一

Fusion Engineering and Design, 98-99, p.2138 - 2141, 2015/10

BB2014-0426.pdf:0.49MB

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2014.11.019

国際核融合材料照射試験施設(IFMIF)では、ターゲットアッセンブリのバックプレートは、供用期間中に交換される予定である。この交換作業において、バックプレート等のリチウム機器は、周辺の大気成分と化学反応を生じることが想定される。そこで本研究では、当該交換作業期間中における化学反応挙動を評価するために、リチウムと大気、および大気中の主要元素である酸素および窒素の室温における化学反応挙動について、気中の湿度の影響も加味しながら実験的に調べた。

Development of residual thermal stress-relieving structure of CFC monoblock target for JT-60SA divertor

鶴 大悟; 櫻井 真治; 中村 誠俊; 尾崎 豪嗣; 関 洋治; 横山 堅二; 鈴木 哲

Fusion Engineering and Design, 98-99, p.1403 - 1406, 2015/10

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2015.02.052

Carbon Fibre-reinforced Carbon (CFC) monoblock target for JT-60SA divertor is under development toward mass-production. A CFC monoblock, a CuCrZr cooling tube at the centre of the monoblock and a interlayer were bonded by vacuum brazing in a high temperature, into a target. After the bonding, strong tensile stress was generated in the CFC monoblock around the CuCrZr cooling tube in a room temperature condition due to difference of thermal expansions between CFC and CuCrZr. In the previous trial productions, only half targets passed the acceptance test. In this research, a new structure of the targets was proposed, to reduce residual thermal stress and to depress the degradation of heat removal capacity of the targets, toward the mass-production. Some measures were implemented on the proposed. The effectiveness of the measures were evaluated by numerical simulations. Thermal performance of target mock-ups with the proposed were evaluated.

Upgrade in catalytic activity of hydrophobic platinum catalysts by irradiation with electron beams

岩井 保則

Fusion Engineering and Design, 98-99, p.1796 - 1799, 2015/10

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2015.03.024

疎水性白金触媒は水蒸気-水素間水素同位体交換反応やトリチウム酸化の用途にて核融合分野で広く使用されている。疎水性触媒の触媒活性は空気中の水蒸気や水ミストのほかに燃焼反応により生成する水にもほとんど影響されない特徴を持つ。一般的に疎水性触媒は多孔性の疎水性高分子に白金を担持することで作成される。日本はスチレンジビニルベンゼンを疎水性高分子とした疎水性白金触媒をトリチウム水処理システムに採用してきた実績を有する。システム規模低減のためには触媒活性の可能な限りの向上が必要である。二種類の疎水性白金触媒を電子線で照射した場合のトリチウム酸化性能の変化を精査した。両方の触媒とも線量の増加とともに疎水性触媒の触媒活性は向上し、500から1000kGyにて総括反応速度係数はピーク値を示し、それ以降の線量では徐々に低下することを見出した。総括反応速度係数のピーク値は未照射の6倍の値を示した。スチレンジビニルベンゼンは放射線に対する耐久性が強く、この程度の線量では機械的強度に影響はなく、簡易に触媒活性を向上可能な有力な方法であることを見出した。

R&D activities of tritium technologies on Broader Approach in Phase 2-2

磯部 兼嗣; 河村 繕範; 岩井 保則; 小柳津 誠; 中村 博文; 鈴木 卓美; 山田 正行; 枝尾 祐希; 倉田 理江; 林 巧; et al.

Fusion Engineering and Design, 98-99, p.1792 - 1795, 2015/10

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2015.06.075

幅広いアプローチ活動は、2007年の日本と欧州との合意により開始され、第1期と第2-1期(2010-2011)、第2-2期(2012-2013)、第2-3期(2014-2016)に分けることのできる第2期からなる。トリチウム技術の研究開発は、原型炉に向けた重要な課題の1つであり、タスク1の施設の準備、タスク2の計量管理技術、タスク3のトリチウム安全基礎研究、タスク4のトリチウム耐久性試験の4つのタスクからなる。第1期から原子力機構と大学との共同研究が開始され、これまでに多くの成果をあげてきた。トリチウム技術研究開発の第2-2期も成功裏に進捗して終了した。

Development of instrumentation and control systems for the ITER diagnostic systems in JADA

山本 剛史; 橋本 慰登*; 北澤 真一; 谷塚 英一; 波多江 仰紀; 杉江 達夫; 小川 宏明; 竹内 正樹; 河野 康則; 伊丹 潔

Fusion Engineering and Design, 96-97, p.1012 - 1016, 2015/10

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2015.06.119

日本国内機関では、ITER計画において6種類のプラズマ計測装置の調達を担当している。原子力機構では、ITER標準ソフトウェアを用いて、統括制御機能、シーケンス制御管理機能及びデータ収集機能を含むITER計測装置用計装制御システムを開発した。統括制御機能は、センサーの健全性検査、計測条件の設定及び計測条件間の一貫性検査といった計測のための内部処理を管理する。我々は、Python言語を用いてフローチャートからEPICS(Experimental Physics and Industrial Control System)のコードを生成するツール及びシーケンス制御管理機能を開発した。EPICSは、運転手順のトリガー及び進行を示すために使用される。シーケンス制御管理機能は、EPICSを用いてプラント状態の変化を監視することにより、運転手順の進行を管理する。EPICSと運転手順の関連付けは、上記ツールにより自動的に行われる。我々は、熱電対計測システムに関して、上記の計装制御システムの性能を検証した。また、さらに複雑な計測装置向けに本設計を適用していく予定である。

Optimization of sintering conditions of advanced tritium breeder pebbles fabricated by the emulsion method

星野 毅

Fusion Engineering and Design, 98-99, p.1788 - 1791, 2015/10

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2015.04.023

核融合エネルギー開発の早期実現をはかることを目的として行う研究開発である幅広いアプローチ(BA)活動の一環として、エマルジョン法を用いた先進トリチウム増殖材料(Li添加型LiTiO)微小球の大量製造技術開発を行っている。先進トリチウム増殖材料として、化学的安定性の高いLi添加型LiTiOを発案した後、トリチウム放出特性に優れていると考えられる、直径が約1mmで、結晶粒径が5m以下の微小球製造条件を探索した。試作球では結晶粒径が大きくなり、その原因は、微小球焼結時に発生する炭酸ガスが材料の一部と反応し、溶融炭酸リチウムになるためと考えた。そこで、より効率的な炭酸ガス除去を行うため、大気中にて873Kで仮焼した微小球を、真空中にて1073K及び1%水素添加ヘリウムガスにて1323Kで焼結することで、直径が1.07mmで、結晶粒径が5m以下の目標値を満たす微小球製造に成功し、製造条件最適化を達成した。

Impacts of friction stir processing on irradiation effects in vacuum-plasma-spray coated tungsten

小沢 和巳; 谷川 博康; 森貞 好昭*; 藤井 英俊*

Fusion Engineering and Design, 98-99, p.2054 - 2057, 2015/10

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2015.06.104

低放射化フェライト鋼(F82H)は先進核融合炉の構造材料候補である。第一壁ならびにダイバータではプラズマスパッタ抑制のため、タングステン被膜が必須とされている。F82H鋼に、真空プラズマ溶射法でタングステン(W)を皮膜し、その後摩擦攪拌処理(FSP)にて強化した試料に対しイオン照射実験を実施し、WとF82Hの各要素のイオン照射後の硬さと微細組織に及ぼす細粒化の影響を調べた。これまでの結果からは、800C、5.4dpaでイオン照射したFSP-W皮膜の顕著な照射硬化は認められていない。