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analyses with ferromagnetic and plasma rotation effects and wall geometry for a high steady state tokamak栗田 源一; Bialek, J.*; 津田 孝; 安積 正史*; 石田 真一; Navratil, G. A.*; 櫻井 真治; 玉井 広史; 松川 誠; 小関 隆久; et al.
Nuclear Fusion, 46(2), p.383 - 390, 2006/02
被引用回数：9 パーセンタイル：31.08(Physics, Fluids & Plasmas)限界ベータの値は、アスペクト比が3のトカマクでは、
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2, とは、各々強磁性体壁と真空の透磁率を表す、の強磁性の効果によって約8%減少することが示された。高アスペクト比のトカマクでは、観測されなかったトロイダル・プラズマ回転とプラズマ散逸の効果によってできる抵抗性壁モードに対する安定窓がアスペクト比が3のトカマクでは存在することが示された。安定窓に対する強磁性の効果もまた調べられた。VALENコードによる有限抵抗の安定化板と真空容器の形状を含めたNCT(国内重点化装置)プラズマの限界ベータ解析が始められ、安定化板の受動的安定化効果に対する結果が得られた。NCTプラズマの現状の設計案に対する真空容器及び能動的フィードバック制御の安定化効果を含んだ計算もまた行われた。
波多江 仰紀; JT-60チーム
Proceedings of 6th Japan-Australia Workshop on Plasma Diagnostics (CD-ROM), 16 Pages, 2002/00
JT-60Uの計測システムは約50の計測装置から構成されている。近年、電子温度,電子密度,イオン温度,プラズマ回転,プラズマ電流密度(安全係数)といったプラズマパラメタの詳細な径方向分布計測が可能となった。これにより、プラズマの内部構造の理解が進展し、近年、これらを用い不磁気シアプラズマにおける内部輸送障壁の研究が精力的に進められている。さらに、MSE計測装置を用いてプラズマ中心部の電流密度分布がゼロまたはゼロに近い「電流ホール」を新たに発見した。いくつかの計測装置の信号(電子密度,中性子発生率,放射損失,蓄積エネルギー,温度勾配)は、アクチエーターであるNBI,ECH,ガス供給システムなどとリンクさせ先進実時間制御を行うことによりプラズマの閉じ込め性能をより向上させることができた。ITERで生成される燃焼プラズマのための計測装置の開発研究も進めている。
中川 繁昭; 齋藤 賢司; 本間 史隆; 橘 幸男; 國富 一彦
JAERI-Tech 2000-009, p.88 - 0, 2000/02
JAERI-Tech-2000-009.pdf:6.19MB
高温工学試験研究炉(High Temperature engineering Test Reactor: HTTR)の出力上昇試験における制御特性試験は、出力上昇段階において初めて実施可能な加圧水温度制御系、原子炉入口温度制御系、原子炉出力制御及び原子炉出口温度制御系を対象とした試験である。これらの制御系に対して、定値制御特性及び外乱応答特性を明らかにするための試験計画を立案した。この試験によりHTTRの制御特性が明らかになるとともに、比例ゲイン及び積分時定数等の通常運転における制御定数が決定される。また、試験のため原子炉に人為的に外乱を与えることから、試験実施時の安全確保について必要な検討を実施した。本報告書は、HTTR出力上昇試験における制御特性試験の内容及び試験実施時の安全性について検討した結果をまとめたものである。検討の結果、制御特性試験を安全かつ効率的に実施できる見通しを得るとともに、試験対象の制御系について外乱に対する安定領域を明らかにすることができた。
中平 昌隆; 角舘 聡; 岡 潔; 田口 浩*; 瀧口 裕司*; 多田 栄介; 松日楽 信人*; 柴沼 清; R.Haange*
Proceedings of 17th IEEE/NPSS Symposium Fusion Engineering (SOFE'97), 2, p.929 - 932, 1998/00
ITERのブランケットは、不定期交換部品として位置付けられ、破損時に交換を行うほか、寿命中1度炉内のすべてのモジュールを2年間で交換する計画である。ブランケットモジュールは、重量約4トン、数量730個、設置精度約2mmの箱形構造物であり、炉内は放射線環境のため交換作業は遠隔操作で行う必要がある。遠隔保守試験装置を用いて、1トンの荷重に対する遠隔操作試験を行っており、これまでに起動の展開、教示再生制御による遠隔操作試験を終了した。本発表では、ブランケットモジュールの把持における自動位置調整を目的とし、距離センサを手先に配置してフィードバック制御を行い、自動把持、自動設置試験を行った結果を報告する。
木村 豊秋; 栗原 研一; 川俣 陽一; 秋葉 賢一*; 高橋 実; 寺門 恒久; 芳野 隆治
Fusion Technology, 32(3), p.404 - 415, 1997/11
本論文は、JT-60Uプラズマ電流・位置形状制御システムに関するレビューである。JT-60U制御システムでは、縦長非円形ダイバータ・プラズマの高速平衡制御にVMEバス、CAMAC、イーサネットなど最新のディジタル技術を応用している。0.25msの制御周期を有するフィードバック制御ループ全体の遅れ時間は、水平磁場コイル用電源の応答遅れを含めて1.3msである。本制御システムでは、プラズマ電流や水平位置などの平衡パラメータの非干渉制御のため、マトリックス・ゲインを用いた多変数制御を採用している。また、より柔軟な制御のために「アルゴリズム番号プレプログラム」の概念を新たに導入した。本レビューでは、このようなプラズマ制御システムに関する幾つかの事例を示した。さらに、高度な監視や制御のために開発したプラズマ断面実時間可視化システムについても言及した。
閨谷 譲; 福田 武司; 西谷 健夫; 芳野 隆治; 川俣 陽一; 坂田 信也; 齋藤 直之; 木村 豊秋
Fusion Engineering and Design, 36(2-3), p.429 - 433, 1997/05
被引用回数：12 パーセンタイル：67.87(Nuclear Science & Technology)新しいタイプの制御方式として、JT-60Uにおいて、中性子発生率のフィードバック制御を実施した。中性粒子入射ビームのビーム数を制御することにより、フィードバック制御が終了するまで約5秒間、中性子発生率を一定に保つことに成功した。また、同時にプラズマの蓄積エネルギーも一定に保たれている。これは、プラズマの配位が一定の時は、中性子発生率と蓄積エネルギーに相関が見られることに由来する。今回開発した手法は、定常高性能の維持や核融合炉の反応率の制御に対して有効なものである。
田坂 完二*; 玉置 昌義*; 今井 聡*; 纐纈 英年*; 安濃田 良成; 村田 秀男; 久木田 豊
Journal of Nuclear Science and Technology, 29(12), p.1152 - 1161, 1992/12
PIUS型炉は、一次系全体が低温のボロン水タンク内に納められており、上下2箇所の密度ロックにおいて、一次系とボロン水が接している。通常運転時には、一次系とボロン水の水頭差と炉心流動圧損が釣り合っているが、事故時には、このバランスが崩れ、ボロン水が一次系に流入し、炉が停止する。この炉停止機構は、静的安全性という点では優れているものの、安定性に問題がある。筆者らは、これまで、下部密度ロック内の密度境界を安定化させる方法として、下部密度ロック上下差圧を基に、主循環ポンプの回転数を自動制御することを提案してきた。本報は、さらに実用的な方法として、下部密度ロツクの中央温度を基準とした主循環ポンプの回転数制御を提唱し、その有効性を実験によって確認した。
D.A.Humphreys*; 芳野 隆治
JAERI-M 92-069, 25 Pages, 1992/05
JT-60U・トカマクは、非円形度として1.6~1.8のプラズマを生成するため、垂直位置不安定性現象が発生する。本論文は、JT-60Uプラズマの垂直位置不安定性に関する特性を実験シミュレーション計算の比較を行なうことにより明らかにしている。実験においては、フィードバック制御停止時の垂直位置挙動と、ベータポロイダルを高める時に発生する垂直位置不安定性を解析している。シミュレーション計算においては、プラズマをトロイダル軸対称コイル・ループ群のリジッドな集合体と仮定し、導体に対しては、コイル励磁試験結果を再現するように、設計値を微調したモデルを使用している。すなわち、水平磁場コイルに対し仮想受動コイルを加え、真空容器渦電流モデルを低次化している。得られたプラズマ導体モデルは、プラズマ垂直位置挙動をよく再現し、これを用いて、JT-60Uにて予想される最大のシャフラノフラムダの予測計算を行なった。
松川 誠; 二宮 博正; 堀池 寛; 細金 延幸; 芳野 隆治
Fusion Technology, 21(3), p.1624 - 1629, 1992/05
JT-60Uは、プラズマ電流の増大と重水素の使用により、より高いプラズマ性能を目指したものである。改造設計では、非円形度1.8のプラズマにおいても、垂直位置安定性を確保する必要から、高速に応答可能な電源が望まれる。しかし、電源における改造を最小限に抑えるためには、サイリスタ交換器を用いて良好なフィードバック制御特性を実現しなければならない。筆者らは制御周期を250sに高速化してプラズマ位置の安定化を行った。また、サイリスタ変換器におけるフィードフォワード的な電圧制御系を構成することで、制御周期毎に電圧制御と電流制御を切り換え可能とした。これにより、コイル保護性能の向上と、サイリスタ変換器のみによるプラズマ着火を実現した。本論文は、これらについての設計と、実験結果について述べるものである。
田坂 完二*; 今井 聡*; 正岡 久和*; I.D.Irianto*; 纐纈 英年*; 正置 昌義*; 安濃田 良成; 村田 秀男; 久木田 豊
Proc. of the Int. Conf. on Design and Safety of Advanced Nuclear Power Plants,Vol. 2, p.17.6-1 - 17.6-6, 1992/00
固有安全軽水炉の一種であるPIUS炉は、1次系全体が低温のボロン水タンク内に納められており、上下2箇所のハニカムを境界として、1次系とボロン水が接している。通常運転時には、ボロン水と1次系水との水頭差と炉心流動抵抗とか釣合っている。事故時には、このバランスの崩れボロン水が水頭差によって1次系内に流入し、炉が停止する。この炉停止機能は、静的安全性という点で優れているものの、安定性に問題がある。本報は、下部ハニカム内の密度境界を安定化させる方法として、下部ハニカム中央温度をハニカム上下温度の平均値になる様に、主循環ポンプの回転数制御を行う平段を提案し、その有効性を、原子炉スタートアップ時、出力変化時について実験的に確認した。また、給水喪失時に、この制御が本来の固有安全性を失なうものではないことを確認した。
木下 正弘
JAERI-M 84-160, 105 Pages, 1984/08
深冷蒸留法は、多くの場合に適用できる。フィードの条件、塔カスケード構成、入出力条件は、各場合によって大きく異なる。核融合炉の燃料給排気システムにおいては、フィードの組成は操作中にかなり変動する可能性がある。環境へのトリチウム放出量に対する規制は、フィードの条件が大きく変動しても、厳しい出力条件を満たした長期的な操作が行えるようにするという目標を達成するためには、系統的な研究が不可欠となる。本報は、著者の現在までの研究を批評的にレビューしたものである。対象となるテーマは、シュミレーション手法の開発、フィードバック流れを持つH-T分離塔の特性、動特性及び制御に関する解析、1つの新しいカスケードの提案、ヘリウムが塔特性に及ぼす影響、塔カスケードのスタートアップに関する解析、及びHETPの操作条件への依存性に関する実験的研究である。
上田 孝寿*; 西尾 敏; 藤沢 登; 杉原 正芳; 斉藤 誠次*; 宮本 健郎*
JAERI-M 82-213, 38 Pages, 1983/01
INTOR非円形プラズマの垂直位置安定化に要するシェル構成および制御について記述する。安定化において考慮される回路要素は、シェル構成、遮蔽体および制御コイルであり、実際の炉構成に比べて簡単化されている。速い不安定の抑制に対して十分なシェル効果を発揮する矩形コイル状シェルの新しい型が提案されている。それは、一連のシステマティックなシェル構成の研究から生まれた。このシェル構成は、プラズマに近接して配置されるが、トリチウム増殖率への影響は無視できる程度まで軽減できることが判った。モデル化された制御系は、外乱磁界、Bd(=B
・[1-exp(-t/
)](B:t=
での磁界、:時定数)の下で研究されている。曲率指数(n-index)は、ポンプリミタ用に-1.0、ダイバータ用に-1.3、の2種類が選択されている。結果として、上記の制御系および条件の下では、良い特性が得られることが判った。また、その良好な制御条件下では、上記の2種類の曲率指数の相違は、制御電源容量において約2倍の相違となって現われることが判った。
