Neural-net predictor for beta limit disruptions in JT-60U

芳野 隆治

Nuclear Fusion, 45(11), p.1232 - 1246, 2005/11

https://doi.org/10.1088/0029-5515/45/11/003

トカマクプラズマにおいてベータ限界時に発生するディスラプションを予測するニューラルネットワークをJT-60Uのデータを用いて開発した。ベータ限界ディスラプションでは数10ms前に予兆現象を観測できないので、まず、2msごとに規格化ベータの限界値を出力するサブネットワークを開発した。第一段階ではこの限界値の目標値を適当に与えて訓練し、第二段階では第一段階の訓練で得た出力を用いて限界値の目標値を調整し訓練した。これにより安定放電に対する誤り警報の発生率を大きく低減した。誤り警報の発生率をさらに低減するために、上記訓練で得たネットワークから出力する規格化ベータ限界値と実際の規格化ベータ値との差をほかの11種類のデータとともに主ネットワークに入力し、プラズマの安定度を出力するようにした。この安定度がある警報レベルより低下するとディスラプションの発生を予測する。この結果、ディスラプション発生の10ms前に、80%の予測成功率を4%の誤り警報で得られることを示した。80%は、誤り警報発生率4%における従来の予測成功率10%に比べて格段の性能向上である。さらに90%の予測成功率を誤り警報の発生率12%で得られることを示した。この12%は、従来得られていた誤り警報発生率の約半分である。

Overview of goals and performance of ITER and strategy for plasma-wall interaction investigation

嶋田 道也; Costley, A. E.*; Federici, G.*; 伊尾木 公裕*; Kukushkin, A. S.*; Mukhovatov, V.*; Polevoi, A. R.*; 杉原 正芳

Journal of Nuclear Materials, 337-339, p.808 - 815, 2005/03

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2004.09.063

ITERは燃焼プラズマの研究と実現を目的とした核融合実験炉である。その特徴は、加熱パワーのほとんどがアルファ加熱によって供給されるということである。ITERは現在運転中の装置からの顕著なステップであり、かつ核融合炉開発において不可欠のステップである。ITERの成功は、プラズマ壁相互作用の制御のいかんにかかっていると言っても過言ではない。ITERは熱束,粒子束及び時間スケールにおいて現在の装置を一桁ないし二桁上回るからである。ITERにおけるプラズマ壁相互作用の制御の戦略として、セミクローズ・ダイバータ,強力な燃料補給と排気,ディスラプション及びELM制御,交換可能なプラズマ対向材料、及び段階を追った運転などを計画している。

回転式摩擦試験機の試作と金属の摩擦力測定

阿部 哲也; 金成 守康; 丹澤 貞光; 廣木 成治

JAERI-Tech 2002-093, 17 Pages, 2002/12

JAERI-Tech-2002-093.pdf:3.04MB

核融合炉内機器の結合部においては、プラズマ異常崩壊時に炉内機器内部に生ずる電磁力によって機器同士が相互に摺動し摩擦熱を発生する。このため、炉内機器の構造材料選定等のデータとして用いるために、各種金属やセラミックス膜などの真空雰囲気下における動摩擦特性を把握しておく必要がある。そのため、本研究では、回転式摩擦試験機を試作して、その性能を調べるとともに、この試験機を用いて各種金属の大気中における動摩擦係数を調べた。

Fast plasma shutdown by killer pellet injection in JT-60U with reduced heat flux on the divertor plate and avoiding runaway electron generation

芳野 隆治; 近藤 貴; 閨谷 譲; 伊丹 潔; 河野 康則; 伊世井 宣明

Plasma Physics and Controlled Fusion, 39(2), p.313 - 332, 1997/02

https://doi.org/10.1088/0741-3335/39/2/008

キラーペレットは、不純物ペレットのことであり、トカマク装置に損傷を与えずに放電を急速に停止することを目的として、プラズマ中に入射される。JT-60Uでは、ネオンの氷ペレットをプラズマに入射し、(1)垂直位置移動現象の回避、(2)ダイバータ板への熱負荷の低減、(3)逃走電子の発生回避の3つを同時に達成しつつ、高速のプラズマ停止を得ることに成功した。・垂直位置移動現象は、プラズマ電流中心の初期値を中立平衡点の近傍に置くことで回避できた。・ダイバータ板への熱負荷の低減は、熱流束パルスの高さと時間幅を小さくすることで実現した。・逃走電子の発生は、磁場揺動の高い条件を得ることにより回避できた。以上の結果は、キラーペレットの入射が、安全な高速のプラズマ停止を得る有効な手段であることを示している。

核融合装置における電磁解析例

小泉 興一; 山崎 耕造*

プラズマ・核融合学会誌, 72(12), p.1352 - 1361, 1996/12

http://ci.nii.ac.jp/naid/110003826659

強力な磁場でプラズマを閉込める磁気閉込め型核融合装置では、プラズマの生成・制御並びにプラズマの移動・消滅に伴う磁束変化によって炉心機器に過渡的な渦電流が誘起される。この渦電流は不整磁場や機器の発熱の原因となるばかりでなく、外部磁場との相互作用で機器に巨大な電磁力を発生させる。特にプラズマ自身に20MA以上の大電流が流れるトカマク装置では、プラズマの異常消滅や垂直方向移動変位(VDE)が極めて短い時間スケールで発生するため、電磁力は数百MNに達する。このため、プラズマ異常消滅時の渦電流・電磁力の解析と電磁力によって発生する応力の評価は、トカマク装置の炉心機器設計を左右する重要な作業である。本報告は、現在工学設計が進められている国際熱核融合実験炉(ITER)と大型ヘリカル装置における渦電流・電磁力の解析例と関連する各炉心機器の技術課題を紹介するものである。

High-speed surface temperature measurements on plasma facing materials for fusion applications

荒木 政則; 小林 正信*

Review of Scientific Instruments, 67(1), p.178 - 184, 1996/01

https://doi.org/10.1063/1.1146567

核融合炉用プラズマ対向機器の寿命は、プラズマディスラプションの程度及び回数で決定される。このため、ディスラプション中のプラズマ対向機器表面材料の損耗や損傷を評価する必要がある。材料の溶融・蒸発挙動に関する研究は、いくつか行われているが、表面温度に関する研究は温度計測技術上、多くの課題があったため粗い温度測定がなされているのが現状である。このため、計量研究所と共同で、高電圧ノイズ下における短時間(0.1~3ミリ秒)・高温度(2000C以上)の温度測定技術の確立を目指して、核融合炉で想定される熱衝撃実験を行った。この結果、1)計量研究所にて開発された高速度赤外温度計にノイズ対策を実施することにより、核融合炉環境下に適用できること、2)実験結果は蒸発を考慮した2次元解析とよく一致した。本実験結果をもとに、多素子Ge高速度赤外温度計を設計・製作した。

Recent R&D activities on plasma facing components at JAERI

佐藤 和義; 鈴木 哲; 荒木 政則; 中村 和幸; 渡邊 和弘; 横山 堅二; 大楽 正幸; 奥村 義和; 小原 祥裕; 秋場 真人

16th IEEE/NPSS Symp. on Fusion Engineering (SOFE '95), 1, p.220 - 223, 1995/00

原研におけるITERプラズマ対向機器の設計及び工学R&Dの現状について報告する。ITERにおいてプラズマ対向機器は、プラズマからの高熱流束及び粒子負荷に対し健全性を維持しなければならない。このため、原研では炭素繊維強化炭素複合材料を用いたダイバータ試験体を用いITER加熱条件を上回る25MW/mの定常熱負荷に耐えることを実証した。また、材料研究の一環としてディスラプション条件を模擬した熱衝撃試験を実施した結果、CVD-Wを使用することに明るい見通しを得た。さらにベリリウム/銅合金接合体に対する機械試験の結果についても併せて報告する。

Applicability of eddy current analysis by a network mesh method to electromagnetomechanical problems and its experimental verification

西尾 敏; 三浦 秀徳*; 磯野 彬*

International Journal of Applied Electromagnetics and Mechanics, 6, p.37 - 54, 1995/00

ネットワーク回路法による渦電流解析に基づいた電磁機械連成現象を解析するための計算コードを開発した。ネットワーク回路法では作用する起電力の項に構造物の変形の効果が含まれているため、変形の大きい場合の解析も精度良く行なうことができる。コードの検証のための実験も実施した。実験体系は定常磁場中に置かれた薄板導体に変動磁場を印加し、導体各部の振動挙動を実測する。導体の支持方法は、片持ハリ、両端固定および両端回転の3種類である。数値解析の結果と実験結果は極めて良い一致を示し、ITER等の核融合装置の炉心構造物の過渡電磁動力学解析に適用できることが明らかとなった。

Development of integrated insulation joint for cooling pipe in tokamak reactor

西尾 敏; 阿部 哲也; 川村 昌志*; 山崎 誠一郎*

JAERI-Tech 94-006, 18 Pages, 1994/08

JAERI-Tech-94-006.pdf:0.82MB

核融合の環境下で高い信頼性を有する配管の絶縁継手として、中央部をセラミックス、両端部を溶接可能な金属、中間領域には両者の成分を緩やかに傾斜させたパイプ要素を開発してきた。積層粉体の焼結成形で得られる機能傾斜材の最大の技術課題は焼結温度から室温に至る過程で発生する残留熱応力の緩和対策である。詳細な応力解析と幾つかの試作を通して適切な焼結条件を設定することが可能となり、実機に適用し得る機能傾斜型電気絶縁継手の試作に成功した。更に大型FGMの製造技術に不可欠な焼結バランスの制御についても基本技術が確立され、大型配管への適用見通しが得られた。

Softening of Current quenches in JT-60U

芳野 隆治; 閨谷 譲; 細金 延幸; S.W.Wolfe*; 松川 誠; 二宮 博正

Nuclear Fusion, 33(11), p.1599 - 1612, 1993/00

https://doi.org/10.1088/0029-5515/33/11/I02

ディスラプションにおける、プラズマ電流低減速度の緩和(低速化)と、逃走電子の抑制に関わる一般的手法の開発を目的として、JT-60Uダイバータプラズマにおける電流クウェンチを調べた。その結果、1)エネルギークウェンチ時の不純物発生の軽減、2)その不純物の主プラズマへの混入の抑制、及び、3)電流クウェンチ時の電子温度の高温化が、プラズマ電流低減速度を緩和するのに有効であることを明らかにした。具体的な手法としては、エネルギークウェンチ直前の蓄積エネルギーを下げることにより、不純物発生量を低減できること、実効安全係数を増大することにより、不純物の主プラズマへの混入を抑制できること、さらに、電流クウェンチ時のNB加熱により、電子温度の低減を抑制できることを示した。一方、逃走電子の発生は、エネルギークウェンチ直前の電子密度を増大することにより、回避できることを明らかにした。以上の結果を用いて、-6MA/sのプラズマ電流の急速低減を実証した。