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赤坂 博美; 高野 正二*; 川俣 陽一; 米川 出
平成16年度大阪大学総合技術研究会報告集(CD-ROM), 4 Pages, 2005/03
トカマク型核融合試験装置JT-60のタイミングシステム(TS)には、先進プラズマ制御のためのタイミング信号の追加,変更に即応するため高い柔軟性,拡張性が求められている。また当然新規製作時の経済性も重要である。しかし、既存システムにおける改造作業は配線の組み換え,CAMACモジュールの追加及びこれに対応したソフトウェアの変更等があり、必ずしも柔軟性,拡張性があるとは言えない。さらにCAMACモジュールの価格は高価である。これらを考慮して、現在のCAMACモジュールを中心とするハードウェア型駆動方式のTSに代わってソフトウエア型駆動方式を特徴とするVMEバスモジュールで構成する新TSのプロトタイプを開発した。具体的には制御ロジックを市販のソフトウェアで作成できること,タイミング信号伝送に光ネットワークを利用していることが大きな特徴である。現在、このプロトタイプシステムに改良を加えて実システムへの適用を検討している。本発表では、新TSのシステム構成,プロトタイプシステムから実システムに組み込む場合のタイミング信号伝送時間の改善策及び更新計画について報告する。
赤坂 博美; 川俣 陽一; 米川 出
Fusion Engineering and Design, 71(1-4), p.29 - 34, 2004/06
被引用回数：2 パーセンタイル：17.18(Nuclear Science & Technology)JT-60のタイミングシステム(TS)はCAMAC規格のモジュールから構成され、JT-60実験運転において放電シーケンスを実行する際に、各種計測・制御機器の動作に必要なタイミング信号の送受信を司どっている。このTSは先進プラズマ制御のためのタイミング信号の追加,変更に即応するため柔軟性,拡張性が高いことが求められている。また経済性も重要な要素である。これらを考慮してTSを全く根本から見直し、現市販のハードウェアを用いて設計・検討を行いその機能検証のためにプロトタイプシステムの開発を行った。新TSはVMEバスシステムで構成し、TSの機能変更や信号追加は従来の配線換えからソフトウェアの変更で対応できるようにし、制御ロジックの作成ツールとして市販のMATLABを採用した。このロジックの実行はデジタルシグナルプロセッサ(DSP)によってなされタイミング信号を出力する方式である。本プロトタイプシステムの動作結果を示し、将来の実機への適用を展望する。
赤坂 博美; 川俣 陽一; 米川 出
平成14年度東京大学総合技術研究会技術報告集, p.356 - 358, 2003/03
トカマク型核融合試験装置JT-60において全系制御設備のタイミングシステム(TS)は、プラズマの生成、維持、さらにその消滅に至る一連の放電シーケンスを実行するための時間基準を発信するシステムとして重要な役割を果たしている。TSは機器の動作のための同期信号を出力し、さらに放電制御系,プラズマ制御系の制御機器に対して、プラズマ放電の基準時刻,プラズマ制御停止信号等を発信する。現在のTSのハードウェアは、種々の機能を有する専用のCAMACモジュールから構成されている。CAMACモジュールは老朽化により保守が困難になっていることや、モジュールの組み合わせの制限によりシステムの拡張性に乏しいことが問題となっている。そこで、TSを抜本的に更新しシステムに柔軟性及び拡張性を持たせた新TSの設計,検討に着手しその機能検証のためのプロトタイプの開発をスタートさせた。新TSの開発計画の概要については既に平成13年度の技術研究会で報告した。本発表では、このJT-60新タイミングシステムプロトタイプの具体的なシステム構成機能及びその特徴を報告する。あわせて精度評価のためのタイミング信号伝送試験についても報告する。
赤坂 博美; 川俣 陽一; 米川 出
NIFS-MEMO-36, p.424 - 427, 2002/06
全系制御設備のタイミングシステム(TS)は、臨界プラズマ試験装置JT-60においてプラズマの生成,維持,さらにその消滅に至る一連の放電シーケンスを実行する際に、複数機器の動作やデータ収集などを行うためのタイミング信号及び制御クロック信号等を発信し、放電シーケンス制御における時間基準を統括的に制御するシステムである。現在のTSのハードウェアは、製造後18年以上経過しているCAMACモジュールから構成されており、保守部品の入手,修理は困難な状況にある。そこで、本TSを抜本的に更新するための設計,検討に着手した。新TSの設計検討においては、将来のJT-60の改造及び長時間放電(現在15秒から300秒)に対応できるシステムとすることを目標とした。即ち、CAMACモジュールで実施していた機能をソフトウェアに置き換え、システムの柔軟性及び拡張性を最大限に可能とした。またクロックパルスに関しては高速なプラズマ制御周期(現在250
sec)に対応するため、50sec周期と高速性を有するものとした。本研究会では、TSの現状と新TSの構想及び設計開発について報告する。
高野 正二*; 赤坂 博美; 戸塚 俊之; 米川 出
NIFS-MEMO-36, p.443 - 446, 2002/06
JT-60保護インターロックCAMACシステムは、JT-60プラント機器の保護動作を行うハードワイヤードシステムとは別に、非標準事態信号及びその保護動作状態を運転員に通知するためのものである。本システムを構成するCAMACモジュールは製造後約18年が経過しており、維持管理が困難になりつつある。一方、上位のJT-60プラント運転状態を監視する運転系計算機システムは、ワークステーションへの更新が検討されている。そこで、本システムについても新運転系計算機システムと整合をとり、VME-busシステムへの更新を計画した。新たな保護インターロックVME-busシステムは、高速演算プロセッサ(MVME2604)とI/Oモジュールを搭載したVME-busシステムで構成し、ソフトウェアは従来の機能を維持した。本システムの開発にあたっては、システムの動作状態を通知すること、入力信号模擬装置を製作し動作確認を行うなどの工夫をした。本研究会ではシステム構成及び工夫点について報告する。
新部 信昭; 島川 佳郎; 石川 浩康; 早船 浩樹; 久保田 健一; 笠井 重夫; 一宮 正和
JNC TN9400 2000-074, 388 Pages, 2000/06
JNC-TN9400-2000-074.pdf:13.32MB
ナトリウム冷却大型炉については、国内外に多くの研究・運転実績があり、これに基づく豊富な知見がある。本実用化戦略調査研究では、ループ型炉1概念、タンク型炉3概念について経済性向上を主眼にプラント基本概念の検討を実施した。具体的なコストダウン方策としては、ナトリウムの特長を活かした機器の大型化、系統数削減、機器の集合・合体化などを採用している。これらの革新的な設計については、その技術的成立性に関して更なる確認を必要とするが、いずれの炉型においても経済性目標(20万円/kWe)を達成できる見通しが得られた。また、ナトリウム炉の更なる経済性向上策として、以下の項目を抽出しコストダウンの可能性を検討した。・更なる高温・高効率化追求・建設工期短縮・検出系高度化による安全系局限化・SG-ACS
安濃田 良成
原子力システムニュース, 10(1), p.12 - 18, 1999/00
ROSA計画は、LOCA時の原子炉内の熱水力挙動、特にECCSの有効性やそれに及ぼす各種因子の影響を把握し、LOCA時における原子炉の安全裕度を定量的に評価し、解析コードを開発・検証する目的で、1970年以来約30年間、研究の重点を移しつつ実施されている。現在は、その第5期目のROSA-V計画を実施中であり、おもにシビアアクシデント防止など次世代軽水炉の安全性に関する研究を行っている。その研究の一環として、米国原子力規制委員会との国際協力により、次世代軽水炉AP600の安全性確証試験をROSA計画大型非定常試験装置(LSTF)を用いて実施した。確証試験の結果、AP600の受動的安全系がおおむね予想通りに作動し、炉心冷却が維持されることを確認した。また、種々の重要な現象が確認されたが、炉心の冷却性に問題を及ぼすほどではないことが確認された。
村松 壽晴
PNC TN9410 98-044, 47 Pages, 1998/06
高速炉の炉心出口近傍では、炉心構成要素毎の熱流力特性(集合体発熱量、集合体流量)の違いから、炉心燃料集合体間あるいは炉心燃料集合体-制御棒集合体間などで冷却材に温度差が生じ、それらが混合する過程で不規則な温度ゆらぎ挙動が発生する。この温度ゆらぎを伴った冷却材が炉心上部機構各部(整流筒、制御棒上部案内管、炉心出口温度計装ウェルなど)の表面近傍を通過すると、冷却材中の不規則な温度ゆらぎが構造材中に伝播し、その材料は高サイクル熱疲労を受ける(サーマルストライピング)。特に、冷却材として液体金属ナトリウムを使用する高速炉では、大きな熱伝導率を持つナトリウムの性質から、この熱疲労に対する配慮が必要となる。本報は、高速原型炉「もんじゅ」炉外燃料貯蔵槽冷却系内の配管合流部(最大温度差110
,流速比0.25)を対象として、サーマルストライピング条件を解析的に検討したものである。得られた結果は、以下の通りである。(1)主配管直管側の流速が枝管側流速の1/4と小さいため、主配管上流側に位置する90
エルボによる2次流れの影響は無視し得る程度に小さい。(2)直接シミュレーションコードDINUS-3による温度ゆらぎ振幅の最大値と実効最大値との比率は約3.18であり、「もんじゅ」内包壁の健全性評価に用いた同値6.0は十分な安全裕度を持った値であったと判断できる。(3)時間平均Navier-Stokes方程式に基づくAQUAによる温度ゆらぎ振幅実効値は、DINUS-3コードによる値の約4.9倍であった。配管合流部に循環領域が現れる当該問題では局所平衡の仮定が成立せず、対流効果および拡散効果を簡略化したモデルを採用するAQUAモデルの適用上の限界が示唆された。
田島 訓; 高田 功; 水橋 清; 宇野 定則; 大越 清紀; 中嶋 佳則; 齋藤 勇一; 石井 保行; 神谷 富裕
JAERI-Tech 96-029, 137 Pages, 1996/07
高崎研究所イオン照射研究施設(TIARA)の複合ビーム棟には3MVタンデム加速器、3MVシングルエンド加速器及び400kVイオン注入装置から成る3台の静電加速器がビームラインを結合する形で集中的に配置されており、トリプルやデュアルビーム利用が可能である。これらの加速器群は昭和63年から平成5年に渡って建設され、平成6年1月から揃って運転を開始し、研究利用に使用されている。本報告書は3台の静電加速器の建設経過、各加速器の性能と構造、制御システム、安全システム及びその付帯設備について記述したものである。
吉田 通治; 栗原 研一
JAERI-Tech 95-053, 26 Pages, 1995/12
JT-60のプラズマフィードバック制御計算機とポロイダル磁場コイル直接デジタル制御装置は、それぞれの制御演算で用いるコイル電流値の信号を異なる伝送ルートと機器で計算機入力しているため、それらコイル電流現状値が互いに異なると、算出したフィードバック量に対応する電圧値がコイルに印加されないことになり、制御性能の劣化が予想される。実際のアナログ-デジタル変換誤差は、数ビット以上になっており、この量は無視し得る量ではないと考えられる。本報告書は、このコイル電流現状値の不一致を改善した制御方式の実験への適用に先立ち、この問題がプラズマの制御にどんな影響を及ぼしているのか、また新しい制御方式が従来の制御方式と比較して制御性能をどれだけ向上させることが出来るのかについて検討を行ったものである。
加速器管理室
JAERI-Tech 95-034, 163 Pages, 1995/06
原研のタンデム加速器は質量数が約70以上の重イオンに対して核反応を起こすのに必要なエネルギーに満たなくなる。そこで重イオンのエネルギーを2~4倍に増強するため超電導リニアックを用いたブースターを開発した。ブースターは超電導バンチャー、超電導リニアック(40台の超電導空洞)、超電導デバンチャーから成り、タンデムからの直流ビームを約60%パルス化し、加速後エネルギーを揃えて連続的なビームをターゲット室へ導く。1994年に設計性能を達成し、代表的な重イオンの加速に成功した。本報告書は開発の目的と経緯、本体の超電導空洞、クライオスタット、ヘリウム冷却系、ビームライン等の設計、製作および性能、建家とその設備、安全系の設計と設備、ビーム加速性能試験結果、そしてブースターを使った研究計画と実験装置について述べた。
吉田 浩; 成瀬 日出夫; 大川 慶直; 浅原 政治*; 横川 伸久*; 胤森 望*; 堀切 仁*
JAERI-M 93-136, 117 Pages, 1993/07
核融合実験炉の運転、保守、交換に伴って大量の液体及び固体廃棄物が発生する。本報告書ではITER/CDAの設計条件を想定し、各種放射性廃棄物処理設備の構成、主要機器及び専用建家等について概念設計を行った。主な項目を以下に列挙する。(1)原子力発電所における低レベル放射性廃棄物処理法、(2)実験炉1次冷却水トリチウム低減化設備、(3)炉建家トリチウム安全設備で発生するトリチウム廃液の濃縮・減容設備、(4)低レベル固体廃棄物処理設備、(5)高レベル固体廃棄物移送設備、(6)放射性固体廃棄物貯蔵設備、上記設備はいずれも大規模となることから、実験炉工学設計段階においては廃棄物発生量の低減化を目指した炉心及び建家設計が重要となることが定量的に把握された。
則次 明広; 伊吹 正和; 野口 浩二; 星野 勝明; 塙 幹男; 藤枝 清; 照沼 誠一
PNC TN9410 91-042, 500 Pages, 1991/02
本報告書は、高速実験炉「常陽」第8回定期点検期間中の平成2年2月2日から12日、及び平成2年3月12日から22日の2回に分けて実施した電源設備定期点検時のプラント操作及び経験、更に今後電源設備点検を実施する場合に考慮すべき項目等についてまとめた。今回の電源設備点検は、受電設備(常陽変電所)、一般系電源設備B 系、非常系電源設備D 系、無停電電源設備の整流装置、インバータ及び電源盤について行った。電源設備の点検は、1次・2次主冷却系にナトリウムを充填したまま炉心崩壊熱を主冷却系で除熱する状態と、ナトリウムをGL-8600mm までドレンして炉心崩壊熱除去及び予熱を予熱N2ガス系で行う状態で実施した。点検前後のプラント操作及び電源操作は直員が行い、電源操作をする時は、運管及び点検担当者が立ち会う体制で実施した。今回の電源設備定期点検のプラント操作を通して、2D-P/C特殊受電時に2S-P/Cのトリップ、及び7D-P/C特殊受電時に7S-P/Cのトリップを経験したが、運転員の迅速なプラント対応操作によりプラントに悪影響を及ぼすこともなく、第8回電源設備点検は、無事に予定通り終了した。
仙石 盛夫; 松田 俊明; 松本 宏; 阿部 哲也; 大塚 英男; 新井 貴; 大麻 和美; 山本 新; 小田島 和男; 木村 晴行; et al.
Journal of Nuclear Materials, 93-94, p.178 - 184, 1980/00
被引用回数：25 パーセンタイル：89.08(Materials Science, Multidisciplinary)熱分解黒鉛、微粉状炭素面およびメタン放電により得られた炭素面のスパッタリング特性が調べられた。アークの発生は、熱分解黒鉛とメタン放電により得られた炭素面においては不安定な放電のときだけ、微粉状炭素面においては定常な放電でも、それぞれ観測された。熱分解黒鉛の化学的スパッタリングは、500C以上の高温で水素原子を照射することにより抑制されることが示された。 熱分解黒鉛をリミターとして、RF-スパッタリング法で壁材を炭素コーティングして実験を行なった結果、非常に低い安全係数の閉じ込め特性の良いプラズマが得られた。得られた炭素壁は純粋で、六百回以上の放電の後でも汚れなかった。
