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論文

核融合装置における故障時電流の抑制・遮断技術

松崎 誼

電気学会技術報告, (709), p.54 - 58, 1999/01

電気学会では電力系統に短絡などで発生する故障大電流を抑制・限流する技術を調査するため専門委員会を発足させた。その委員会の中で、大規模な直流電源システムである核融合装置における故障電流の抑制・限流・遮断する技術について報告し、報告書としてまとめた。報告書では、(1)PFコイル電源の過電流抑制技術として、バイパスペア運転について述べ、プラズマディスラプション時における抑制リアクトルの挿入や特殊な限時特性をもつ過電流遮断方式について述べた。(2)超電導コイルクエンチ時の直流大電流遮断技術として、既に開発されたITER CSモデルコイル用の60kA、0.5秒動作やLHD用25kA、0.5秒の直流遮断器について述べた。更に(3)NBIで加速極間の放電破壊が発生した際、加速電源遮断で発生するサージ電流を抑制するサージブロッカーや空心リアクトルなどの技術について述べた。

報告書

国際熱核融合実験炉ITER磁場補正(コレクション)コイルの設計

久保 博篤*; 小峰 武司*; 吉田 清

JAERI-Tech 98-050, 69 Pages, 1998/11

JAERI-Tech-98-050.pdf:1.88MB

日、米、EC、ロシアの4極の協力により国際熱核融合実験炉計画が進められている。プラズマを閉じ込めるため磁場を発生させるコイルとして超電導コイルが使用される。このコイルのうち、ポロイダル磁場(PF)コイルと呼ばれる真空容器中のプラズマ位置や断面形状を制御するコイルが設置される。この磁場にはPFコイル製作による誤差据付け公差により磁場の誤差が生じる。この誤差を補正する目的のためPFコイルの周囲をコレクションコイルと呼ばれる磁場補正超電導コイルが設置される。このコイルには大電流による電磁力、TFコイルから受ける変位による荷重が作用する。この機械特性を評価し設計に反映させるために電磁力とTFコイルの変位による応力解析、クランプのボルト等の検討を行うことにより提案クランプ位置に設定することで許容応力内に収まることを確認した。

論文

Shielding analyses of the ITER NBI ports

佐藤 聡; 高津 英幸; 関 泰; 内海 稔尚*; 山田 光文*; 飯田 浩正; Plenteda, R.*; Santoro, R. T.*; Valenza, D.*; 小原 祥裕; et al.

Fusion Technology, 34(3), p.1002 - 1007, 1998/11

3次元モンテカルロ及び2次元S$$_{N}$$解析により、ITER/NBIポート周辺の遮蔽解析を行った。ITERトーラス全体の1/4(90$$^{circ}$$分)を詳細にモデル化し、MCNP及びDOTを用いて解析を行った。NBIポート周辺の超電導コイルの核的応答を評価すると共に、2次元解析においては、運転中の中性子及び$$gamma$$線輸送解析に加えて、放射化解析及び停止後の$$gamma$$線輸送解析も併せて行い、停止後生体線量率の評価も行った。これらの核的応答の評価に加えて、詳細な3次元モンテカルロ解析により、2次元S$$_{N}$$解析に対する誤差評価も行った。モデル化の詳細な概要及び解析結果等を、本発表において報告する。

論文

Cross-section sensitivity study for the toroidal field coil shielding parameters in the ITER/OTR design

S.Zimin*

Fusion Technology, 24, p.168 - 179, 1993/09

ITER/OTRの超電導コイルにおける高速中性子フルエンス、電気絶縁材吸収線量、銅安定化材原子はじき出し損傷に対する核断面積の感度解析を実施した。Fe,Pb,H,Oに対する全感度をOTRとNETの感度解析結果と比較した。高速中性子束と吸収線量のPbに対する感度に関してはITER/OTRはOTRの場合と比べて各々3.5倍、1.2倍となった。Fe,H,Oに関してはその差は30%以下となった。遮蔽の観点から重要なエネルギー領域と断面積の種類が明らかになった。重要なエネルギー領域の断面積の誤差は10%以下にすべきことが指摘され、これによって内側遮蔽背後のコイルの遮蔽特性値の計算誤差を15-30%以下にすることができる。

報告書

JT-60炉心模擬実験の概念検討

宮 直之; 中島 信治*; 牛草 健吉; 及川 晃; 今井 剛; 豊島 昇; 西谷 健夫; 松崎 誼; 栗山 正明; 永見 正幸

JAERI-M 92-140, 156 Pages, 1992/09

JAERI-M-92-140.pdf:4.19MB

JT-60の高性化計画に続く計画として、炉心模擬装置を想定し、その概念検討を行った結果をまとめたものである。トカマク定常化に関する物理・工学の研究開発を炉心模擬実験の主要課題とした。この研究開発を進めるため、超電導コイルを用い、プラズマ電流10MA以上で長パルス運転を行う装置について検討した。特に、JT-60の現有施設・設備環境での装置の成立性を主な課題として概念検討を実施した。検討の結果装置が成立するおよその見通しが得られた。また今後の必要となる主な検討課題について明らかにした。

報告書

核融合炉の遮蔽計算における非均質効果

佐藤 聡; 真木 紘一*; 関 泰; 高津 英幸; 黒田 敏公*; S.Zimin*

JAERI-M 92-093, 53 Pages, 1992/07

JAERI-M-92-093.pdf:1.54MB

トカマク型核融合炉のインボート部の超電導コイルに対する遮蔽特性評価における、均質モデルを用いた場合と非均質モデルを用いた場合との遮蔽特性の相異、すなわち非均質効果を検討した。遮蔽体領域の厚さを一定とし、遮蔽体領域を構成するステンレス鋼と冷却水層の各々の厚さを変えた場合、各層の厚さが増加するに従い非均質効果は増加する。遮蔽体領域内部の各層の厚さを一定とし、遮蔽体領域全体の厚さを変えた場合、厚さが増加するに従い、非均質効果は増加し、また飽和する傾向を示す。遮蔽体領域、及び遮蔽体領域内部の各層の厚さを一定とし、ブランケット領域の厚さを変えた場合や補助遮蔽体であるボロンカーバイド及び鉛遮蔽体層を追加した場合には、非均質効果の変化は殆どない、また国際熱核融合実験炉ITER概念設計において検討された構造に対するインボード遮蔽体構造の非均質効果は、30%程度であることがわかった。

報告書

Conceptual design of SC magnet system for ITER, III; AC loss

長谷川 満*; 奥野 清; 高橋 良和; 西尾 敏; 吉田 清

JAERI-M 91-122, 73 Pages, 1991/08

JAERI-M-91-122.pdf:1.32MB

本レポートはITER用超電導コイル・システム概念設計の一連のレポートの一分冊であり、超電導コイルの交流損失を扱ったものである。通常運転時においては全熱負荷の50%を交流損失が占めるため、通常運転時の交流損失の評価は冷凍系の設計のため非常に重要である。他方、ディスラプション時の交流損失の評価は超電導コイルの安定性を考えるうえで必要となる。このような理由で、TF,PFコイルの巻線部及び支持構造物の交流損失が通常運転時、ディスラプション時に対して計算された。これらの計算においては、交流損失パワーの時間変化だけではなく、交流損失パワーの空間分布も求められている。

報告書

Annual Report of Fusion Research Center for the Period of April 1,1982 to March 31,1983

核融合研究センター

JAERI-M 83-182, 220 Pages, 1983/11

JAERI-M-83-182.pdf:7.35MB

核融合研究センターにおける昭和57年度の研究開発成果をまとめたものである。

報告書

Japanese Contributions to IAEA INTOR Workshop, Phase IIA; Chapte X:Electromagnetics

西尾 敏; 上田 孝寿*; 三木 信晴*; 藤沢 登; 田辺 義雄*; 長沼 正光*; 中村 幸治; 沢田 芳夫*; 大森 順次*

JAERI-M 82-177, 78 Pages, 1982/11

JAERI-M-82-177.pdf:1.5MB

国際トカマク炉(INTOR)における過度電磁現象のうち主な関心事として、超電導コイルシステムに誘起される渦電流損失、プラズマ異常消滅時にトーラスコンポーネントに作用する電磁力およびプラズマの位置不性を抑えるシェル効果か挙げられる。これら現象に関する知識が炉概念の検討を進める上において、さらには詳細な設計研究を進める上において必要不可欠であることは諭を待たない。本報告害は、上記過度電磁現象を解析し、今後の貝体的な設計指針を与えるべくまとめられたものである。

報告書

Japanese Contributions to IAEA INTOR Workshop, Phase IIA; Chapter IX:Magnets

西尾 敏; 嶋田 隆一; 島本 進; 上田 孝寿*; 深井 佑造*; 沢田 芳夫*; 山口 貢*; 三木 信晴*; 浜島 高太郎*; 長沼 正光*; et al.

JAERI-M 82-176, 263 Pages, 1982/11

JAERI-M-82-176.pdf:5.22MB

超電導コイルシステムは国際トカマク炉(INTOR)の主要コンポーネントの一つである。本報告では炉本体構造の分解修理空間に必要なコイルボア、運転に必要な電源容量、コイルに加わる応力等を考慮し、可能な限りコンパクト化の方向で超電導コイルシステムの検討を行なった。また電源容量の低減化を図るべく、ポロイダル磁場コイルの最適配置に関する検討は詳細に行い、コイルのクエンチ対策等安全性の検討も行なった。さらに、現状技術と要求される技術のギャップを埋めるべく今後必要なR&D項目を摘出した。

報告書

Annual Report of the Fusion Research and Development Center for the Period of April 1,1981 to March 31,1982

核融合研究開発推進センター

JAERI-M 82-154, 169 Pages, 1982/11

JAERI-M-82-154.pdf:6.16MB

核融合研究開発推進センター(核融合研究部および大型トカマク開発部)における1981年4月から1982年3月までの研究開発の現状とその成果をとりまとめたものである。

報告書

Sensitivity Analysis of Neutronics Calculation in the Preliminary Design ofJAERI Experimental Fusion Reactor; Revised

山内 通則*; 関 泰; 飯田 浩正

JAERI-M 8739, 36 Pages, 1980/03

JAERI-M-8739.pdf:0.92MB

1次摂動理論に基づく感度解析法を用いて、核融合実験炉JXFRの構造材の断面積に対する主要な核特性値の感度を解析した。同種の報告がすでに以前なされているが、その後の検討で使用した感度計算コードSWANLAKEに変換の際に生じたプログラムエラーのあることが判明したのでそれを修正し、主要な内容について再計算を行なった。対象とした特性値は、超電導トロイダルコイル外側部分の(n、p)反応率、内側部分の桐原子はじき出し率およびリチウム領域のトリチウム生成反応率である。再計算の結果は前回得られた評価の大要を打ち消すものではないが、計算値に多少の違いが生じたので値を修正するとともに、それに基づく評価の内容も更新した。感度計算値の修正の結果、断面積の不確かさに起因する(n、p)反応率と桐原子はじき出し率の誤差は、それぞれ約50~70%、25~65%となった。これは前回計算された値より約100%大きく、それだけ断面積精度に対する要求が増大したといえる。

報告書

感度解析による核融合実験炉核計算精度の検討

山内 通則*; 飯田 浩正

JAERI-M 7915, 70 Pages, 1978/10

JAERI-M-7915.pdf:1.95MB

1次摂動理論に基づく感露解析を導入して核融合実験炉第1次予備設計における核計算結果の一部を評価した。解析の対象としたのはトーラス外側超電導コイルの$$^{5}$$$$^{8}$$Niと$$^{5}$$$$^{4}$$Feの(n,p)反応率、トーラス内側超電導コイルの銅の変位損傷、及び外側ブランケットにおけるトリチウム増殖比である。その結果(n,p)反応率、銅の変位損傷は構造材中最も多く使用されているFeに、トリチウム増殖比はLi$$_{2}$$Oを構成する$$^{7}$$Liと$$^{1}$$$$^{6}$$Oに最大の感度を示すことがわかった。中性子による超電導コイルの放射化と放射線損傷を計算することは深層透過問題を解くことであり、断面積の摂動は特に深層透過の場合に大きな影響を与える。そこで核定数の不確定さから(n,p)反応率と銅の変位損傷についてその不確かさを見積ると約30~40%となった。これは第1次予備設計の結果の信頼性をほとんど損なわない程度の値である。

報告書

超電導コイルの遮蔽設計の検討,1; 第1次検討

関 泰

JAERI-M 6046, 23 Pages, 1975/03

JAERI-M-6046.pdf:0.93MB

原研の核融合動力炉の第2次試設計において超電導コイルの放射線に対する遮蔽設計が設定基準を十分に満たしていることを確かめた。そして今後の遮蔽設計の課題と最適設計の方向を明らかにした。

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