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西尾 敏; 杉原 正芳; 下村 安夫
Fusion Engineering and Design, 23, p.17 - 31, 1993/00
被引用回数：4 パーセンタイル：44.86(Nuclear Science & Technology)トカマク型核融合炉においてプラズマの位置制御を行うにあたって真空容器の外に制御コイルを設置することの可能性を検討した。主な結果は以下の通りである。(1)非円形度が2のプラズマは、プラズマ表面の近くに受動安定化構造物を必要とする。(2)非円形度が2のプラズマを外置コイルで制御する場合、通常状態のプラズマは制御可能であるが、劣化プラズマは制御不能となる。(3)真空容器のトーラス一周抵抗は、制御性にほとんど影響を与えない。(4)非円形度を1.6に下げると、外置コイルを用いて劣化状態のプラズマを制御することが可能となる。
田中 進; 中瀬 吉昭; 岡田 漱平; 伊藤 政幸; 日馬 康雄; 吉田 健三
JAERI-M 9699, 54 Pages, 1981/09
原子炉用電線材料健全性試験装置は、仮想LOCA条件下での電線ケーブル等の試験法の確立に資するとともに当該試験規格が定められたとき、その試験を行う認定装置の設計に必要な工学的データを得るために製作された。工学的な検討のうち、蒸気排出ラインを閉鎖した条件で圧力容器内雰囲気を急昇温した実験についてはすでに報告した。ここでは、自動運転による圧力容器内温度の制御特性実験について報告する。1)急昇温時における制御補材の制御性、2)温度検出温度制御(T)、圧力検出温度制御(P/T)及び圧力検出圧力制御(P)の各制御方式の制御性の比較、3)自動運転による急昇温及び急降温時の制御性、4)全自動運転に必要な蒸気量及び冷却水量等。
