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松川 誠; 島田 勝弘; 山内 邦仁; Gaio, E.*; Ferro, A.*; Novello, L.*
Plasma Science and Technology, 15(3), p.257 - 260, 2013/03
被引用回数：7 パーセンタイル：29.08(Physics, Fluids & Plasmas)トカマク装置において高性能プラズマを実現するためには、誤差磁場補正が重要な課題の一つである。実際、国際熱核融合実験炉ITERにおいては、誤差磁場補正用の超伝導コイルが計画されており、JT-60SA装置では常伝導コイルが使用される予定である。同様のコイルは、他の世界中の多くの装置で据え付けられており、また運転中でもある。JT-60SA装置の場合、誤差磁場補正コイルは12個(あるいは18個)のセクターコイルが真空容器内に設置される予定である。本論文は、このような誤差磁場補正コイル用電源の回路構成と制御方式にかかわる概念設計について述べるものである。結論としては、電流フィーダや半導体電力素子の数を最小化することのできる多相インバータが、コスト面のみならず、軸対称成分による誘導電圧を相殺できる点などから、最も有望であることを示す。
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：20.90(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.
H
ion beam acceleration at JAEA for the ITER neutral beam injector戸張 博之; 谷口 正樹; 柏木 美恵子; 大楽 正幸; 梅田 尚孝; 山中 晴彦; 土田 一輝; 武本 純平; 渡邊 和弘; 井上 多加志; et al.
Plasma Science and Technology, 15(2), p.179 - 183, 2013/02
被引用回数：1 パーセンタイル：4.21(Physics, Fluids & Plasmas)ITER NBI用負イオン加速器及びHVブッシング開発において1MV真空絶縁が共通課題である。HVブッシングでは、外径1.56mのセラミックリングとその外周にFRPリングを二重配置し、これを5段積み重ねて1MVを絶縁する。二重構造ゆえ絶縁体周辺に三重点が複数存在する。これら三重点の電界を同時に低減するために、電界解析により形状を選定した3つの電界緩和部品の組合せる電界緩和構造を考案した。これを1段分の実規模モックアップに適用し耐電圧試験を実施したところ、定格の120%の-240kVを安定に保持し、ITERで要求される絶縁性能を実証した。MeV級加速器では、加速器内に存在する段差や端部における局所的な電界集中により十分な耐電圧性能が得られていなかった。そこで、電極間距離の延伸,端部曲率の増大を図り、電界を低減させ、真空中で1MVの安定保持を達成した。また、加速器内の磁場及び空間電荷反発によりビーム偏向を補正する電極を用いることで、ビームの電極への衝突を抑制し、ITER要求値をほぼ満足する980keV, 185A/mの負イオンビーム加速に成功した。
染谷 洋二; 飛田 健次
Plasma Science and Technology, 15(2), p.171 - 174, 2013/02
被引用回数：3 パーセンタイル：12.53(Physics, Fluids & Plasmas)これまでは、原型炉のトリチウム増殖比(TBR)を[増殖領域における局所TBR]
[増殖領域の占積率(=有効増殖領域の表面積/第一壁表面積)]とみなして評価してきた。ブランケットモジュールを多数配列する場合、隣接モジュール間の間隙幅は増殖領域の占積率低下を招く。そこで、SlimCSの設計ではモジュール間隙幅を5mm以下として十分な占積率を確保する方針とした。一方、このような狭隘な間隙としたために、遠隔保守には厳しい作業精度を要求することとなった。最近、モジュール間隙での中性子散乱を考慮すると実際のTBRは従来の評価方法で求めるよりも高くなり得ることがわかってきたことから、3次元MCNP解析を実施し、許容されるモジュール間隙幅を定量化した。計算の結果、従来の評価法ではTBRは隣接モジュール間隔に比例して低下することになるが、MCNP解析によれば、実際には隣接間隔2cmまでほとんどTBRの低下はなく、TRBの値自体も約0.5高くなることを明らかにした。これは、ブランケットや遠隔保守に対する設計要求を緩和できることを示す重要な成果である。
中村 誠俊; 芝間 祐介; 正木 圭; 逆井 章
Plasma Science and Technology, 15(2), p.188 - 191, 2013/02
被引用回数：1 パーセンタイル：4.21(Physics, Fluids & Plasmas)サテライトトカマク装置(JT-60SA)は、国際熱核融合実験炉(ITER)への支援研究、原型炉に向けた補完研究を担う。JT-60SAの機器のうち、真空断熱,放射線遮蔽及び主要機器を支持するクライオスタットを最終封止する上蓋の構造健全性を報告する。特に、クライオスタット胴部と上蓋の接続フランジを締結するクランプ構造について、重量,形状,剛性などを詳細に評価した。クライオスタット内部は、10
Pa以下に排気して真空断熱するために、胴部と上蓋の接続フランジは外部から真空シール溶接される。真空排気することで、接続フランジ周辺の曲げ変形が、接続フランジを開くように作用するため、溶接部には、引張荷重が作用する。溶接部では、接続フランジの変形の径方向成分が、曲げモーメントとして作用する。真空シール溶接のみで、荷重を負担した場合、健全性を保つことが難しいため、溶接部への負荷を抑えるクランプ構造を検討した。クランプ構造を装着した場合の上蓋に発生する応力を評価し、健全性を確認したので報告する。
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：24.88(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.
小泉 徳潔; 中嶋 秀夫
no journal, ,
招待講演として、ITERの超伝導コイル・システム、及びその調達分担等について説明し、加えて、ITER参加各極における超伝導コイルの開発状況について発表する。具体的には、日本では約50%のTF導体の製作を完了し、ロシア,中国では、ダミー導体の製作を完了した。また、日本,欧州でTFコイル実規模試作を実施しており、高精度の製作技術の開発に成功し、実機TFコイルの製作に目途を立てることができた。
矢木 雅敏
no journal, ,
IFERC-CSC (Computational Simulation Center in International Fusion Energy Research Center) is one of the projects of BA (Broader Approach) in Rokkasho, Japan. It will be available to a scientific community of more than 1,000 European and Japanese fusion researchers for the next five years starting from January 2012. The mission is to exploit large-scale and high performance fusion simulations which contribute to the fusion development (ITER & BA). The plasma theory and simulation group in JAEA has been promoted the NEXT (Numerical EXperiment of Tokamak) project, which is directed at understanding the complex properties of fusion plasmas and predicting the physical processes in the next generation of tokamaks, using recently advanced computer resources. In this presentation, the prospects of fusion simulation research for BA IFERC-CSC will be discussed briefly based on the extension of NEXT project in JAEA.
井手 俊介; JT-60SAチーム
no journal, ,
One of the objectives in JT-60SA is to establish a plasma operational scenario of high normalized beta (
) and high bootstrap current fraction (
) towards a steady-state tokamak DEMO. Towards this, integrated achievement and sustainment of high confinement, high stability, full non-inductive current drive and heat and particle control are required. For this, various kinds of the operational scenarios have been developed and their performance have been investigated. By utilizing the JT-60SA actuators, it is expected on JT-60SA that an advanced plasma of high of 
, a high of 
is sustained fully non-inductively at 2.3 MA, for example. Towards ITER and DEMO relevant regime, operation at a higher current is also desired. JT-60SA is designed to operate up to 5.5 MA for this. In this presentation, expected plasma domain and the latest status of the construction will be explained.
