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五十川 浩希*; 直井 基将*; 山崎 誠司*; Ho, H. Q.; 片山 一成*; 松浦 秀明*; 藤本 望*; 石塚 悦男
JAEA-Technology 2022-015, 18 Pages, 2022/07
JAEA-Technology-2022-015.pdf:1.37MB
2021年度の夏期休暇実習において、HTTRの約10年の長期停止が臨界制御棒位置に与える影響及びMVPによるVHTRC-1炉心の遅発中性子割合の計算について検討した。この結果、長期停止が臨界制御棒位置に与える影響については、燃料内の
Pu、Am、
Pm、Sm、
Gdの密度変化が影響して制御棒が4.0
0.8cm引抜かれること、この計算値が測定値である3.9cmと近い値になることが明らかとなった。また、MVPによる遅発中性子割合の計算精度を確認するためVHTRC-1炉心について計算した結果、測定値を約10%過小評価することが明らかとなった。
Ho, H. Q.; 藤本 望*; 濱本 真平; 長住 達; 後藤 実; 石塚 悦男
Nuclear Engineering and Design, 377, p.111161_1 - 111161_9, 2021/06
被引用回数：3 パーセンタイル：43.41(Nuclear Science & Technology)At high power operation of the HTTR, the control rod should be kept at the top of the active core for maintaining the optimized power distribution. It is important to calculate the control rod position each time the operating conditions change in order to ensure the safe operation of the reactor. Since the Monte Carlo code cannot change the core geometry such as control rod position during criticality and burnup calculation, the critical control rod position was determined by adjusting the control rods manually. Therefore, this study develops a new utility tool that seeks the control rod position automatically without any further handling procedures and waiting time. As a result, the determination of critical control rod position becomes simpler and the total time was also reduced significantly from about 5 days to less than 2 days. The calculated critical control rod position using the new tool also gives a good agreement with the experiment data.
藤本 望; 野尻 直喜; 高田 英治*; 齋藤 賢司; 小林 正一; 澤畑 洋明; 石仙 繁
JAERI-Tech 2000-091, 49 Pages, 2001/03
現在HTTRでは出力上昇試験を進めており、これまで50%出力を達成している。HTTRの出口温度は950
と高いため、出力上昇の過程で炉心内の温度変化が大きい。このような炉心の解析精度の向上を目的として各出力での臨界制御棒位置及び温度係数について測定を行い、解析との比較を行った。解析は、熱流動解析コードと拡散計算のくり返しにより求めた炉内温度分布を用いて、モンテカルロ計算と拡散計算により行った。その結果、臨界制御帽位置はモンテカルロ計算により50mm以下の誤差で一致し、100%出力では2900mm程度になると予想された。温度係数は拡散計算の結果とよく一致した。今後、出力100%までの測定を行い、解析結果と比較することにより解析精度の向上を目指す。
濱松 清隆
プラズマ・核融合学会誌, 75(2), p.143 - 150, 1999/02
電子サイクロトロン波による電流駆動(ECCD)の空間的局在性とその位置制御性に関して、ECビーム入射位置と入射方向の依存性を数値的に解析した。最も局在する駆動電流分布及び最大の電流駆動効率を得るための各々の最適入射角を求めた。これにより、最大電流駆動効率をもつ駆動電流の空間分布は大きく広がり、局所電流駆動には適していないことが判明した。また、赤道面からのビーム入射により駆動電流の位置制御を行う時、サイクロトロン共鳴層の位置によって光線が屈折し、その局所性が著しく低下する場合がある。しかし、入射位置を赤道面の上または下へ移動することにより、その局所性を維持できることを示した。
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。
芳野 隆治; 中村 幸治; 閨谷 譲
Nuclear Fusion, 37(8), p.1161 - 1166, 1997/00
被引用回数：8 パーセンタイル：30.8(Physics, Fluids & Plasmas)JT-60Uにおいて、プラズマ電流消滅時に発生する垂直移動現象(Vertical Displacement Event,VDE)は、垂直位置の実時間モニタの精度劣化に起因することを突き止めている。そこで、モニタ精度を向上させた結果、世界で初めて、プラズマ電流消滅時の垂直位置制御を実現し、VDEを回避することに成功した。この時、さらに、プラズマと真空容器第一壁との相互作用を回避する(又は、ダイバータプラズマ配位を維持する)には、X点の高さを維持することが必要と判明したため、プラズマ電流に対するダイバータコイル電流の比率を一定に制御した。以上により、トカマク型核融合炉にて危惧されているディスラプション中のVDEとプラズマと壁の相互作用は、適切な平衡配位制御を行えば回避できることを実証した。
芳野 隆治; 中村 幸治; 閨谷 譲
Nuclear Fusion, 36(3), p.295 - 307, 1996/00
被引用回数：35 パーセンタイル：72.55(Physics, Fluids & Plasmas)JT-60Uでのディスラプションにおいて、プラズマ電流の消滅速度が遅いときに、プラズマ電流の急速な停止現象が発生する。このとき、同時に、プラズマの垂直方向への移動現象(VDE)が起きるときは、ハロー電流が励起され、真空容器や真空容器内構造物に対して発生する電磁力が増大し、装置の健全性を大きく損なう。これは、トカマク型核融合炉の設計において克服すべき大きな課題となっている。これに対して、VDEの成長率が、初期の垂直位置に依存し、成長率が最小(ゼロ)となる中性点が、真空容器の水平面より15cm上に存在することを実験的に明らかにした。以上の結果より、(1)プラズマ電流消滅開始時の垂直位置の調整と(2)垂直位置の積極的な制御によりVDEを回避した。さらに、ネオン・アイス・ペレット(不純物ペレット)を入射し、プラズマを急速に消滅させれば、VDEを回避できることを実証した。
木村 豊秋; 川俣 陽一; 秋葉 賢一*
Fusion Technology 1994, 0, p.691 - 694, 1995/00
JT-60やITER等では、その炉心プラズマの性能向上や装置保護のため、従来にも増して精度良いプラズマ位置・形状制御が必要である。これらのためには、プラズマ断面位置・形状の精度良い固定や多変数非干渉制御などの複雑な演算を高速で処理できるシステムの開発が不可欠である。このようなシステムの実現には、複数のマイクロコンピュータの並列化による処理の高速化が有力な手段である。本発表では、JT-60のプラズマ制御に適用するため、高速のディジタル信号処理装置(DSP)を応用した並列処理制御システムの概念設計について報告する。本DSPは、6本の通信ポートによりマルチプロセッサ・システムが構成可能である。制御処理の並列度や許容遅れ時間を考慮したDSPの最適個数の評価、試験装置による性能評価について言及する。
岡 潔; 角舘 聡; 中平 昌隆; 多田 栄介; 小原 建治郎; 田口 浩*; 金森 直和*; 近藤 光昇*; 柴沼 清; 関 昌弘
JAERI-Tech 94-022, 20 Pages, 1994/10
核融合実験炉での炉内保守作業には、多関節型マニピュレータが、多目的に利用される。このマニピュレータを炉内全域にアクセスさせるためには、長い腕と多くの関節が必要となる。通常、マニピュレータを剛体とみなすことによって、位置制御を行うが、この場合、自重等のたわみによって、先端位置誤差が無視できない一種の柔軟体モデルとなる。本報告では、従来までの柔軟マニピュレータの位置制御に必要であった複雑な数字モデルを使用せず、通常の剛体モデルを基本とし、マニピュレータのたわみと関節のガタによる先端位置の誤差情報をニューラルネットワークによってあらかじめ学習しておき、補正を行うシステムを提案し、また、マニピュレータの縮小モデルに本制御法を適用することで有効性を実証した。
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：44.85(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。
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。
芳野 隆治; 西尾 敏; 新谷 吉郎*; 杉原 正芳
JAERI-M 91-049, 15 Pages, 1991/03
ITERにおけるプラズマ形状制御について評価している。まず、プラズマ形状制御アルゴリズムとして多変数非干渉制御法を提案するとともに、フィードバック・マトリックスゲインを導出する上で重要な、ポロイダル磁場コイル電流と制御変数の関係式を評価した。次に、着火直後の早い時期におけるプラズマ水平位置制御について検討を行い、1MA/sのプラズマ電流立上げを得るには、20kVのポロイダル磁場コイル電源と真空容器内設置をコイルにより、垂直磁場を立ち上げる必要のあることを示した。
中村 幸治; 小関 隆久
JAERI 1317, 310 Pages, 1989/03
多数のトーラス状導体および軸対称ポロイダル磁場コイル群から成る複合トーラス導体系に対する実際的な渦電流問題を解くため、有限要素回路法を応用した計算コードシステムEDDYMULTを開発した。このコードシステムを用いた計算では、対象とする複合トーラス導体系の渦電流固有モード分解、外部起電力による渦電流分布の時間追跡およびこれら電流のつくる磁場構造の3次元解析が可能である。したがって、トカマク型核融合実験装置における渦電流関連の諸問題、ポロイダル磁場コイル電源の設計、トカマク本体電磁力の設計、プラズマ位置制御の解析などに汎用的に適用することができる。 本報告書は、EDDYMULTコードシステムについて、(1)解析理論、(2)計算コードシステムの構成、(3)取り扱える問題の範囲、(5)サブルーチンの処理機能などを詳細に説明したものであり、ほんコードシステムを使用する際の手引として用いることができる。
笠井 雅夫*; 上田 孝寿*; 新倉 節夫*; 亀有 昭久*; 木村 豊秋; 近藤 育朗; 松崎 誼; 森 雅博; 辻村 誠一*; 常松 俊秀; et al.
JAERI-M 85-077, 203 Pages, 1985/07
本論文はIAEA INTOR Workshop、Phase Two A、Part2における日本のナショナルレポートの第V章Transient Electromagneticsをまとめたものである。プラズマ位置のフィードバック制御解析、ディスラプション時の電磁力、電場磁場の浸み込み、プラズマ位置制御およびディスラプション時の渦電流に関するベンチマーク解析等について述べられている。また、制御コイルの位置、シェル構造等のデザインガイドラインや、プラズマ位置形状制御の実験結果、シェル材、絶縁材の照射損傷Iこ関するデータベースについても述べられている。
芳野 隆治; 二宮 博正; 関 省吾; 菊池 満; 吉田 英俊; 細金 延幸; 辻 俊二
JAERI-M 84-120, 26 Pages, 1984/06
JT-60ではプラズマの水平位置及び形状制御の為に垂直磁場コイル、四重極磁場コイル、時期リミタコイルの各電流を持つが、これらを独立に制御するとプラズマ位置(最外殻磁気面の中心位置)、固定リミタと最外殻磁気面の間のクリアランス、及びダイバータ板上でのセパラトクリクスライン位置の間で相互干渉を抑制する一手法として、非干渉制御法を提案し、それがJT-60磁気リミタプラズマ平行配位の制御に対して有効であることを示している。例えば、他の制御量への干渉を起こすことなくダイバータ板上にて、セパラトリクスラインを+-4cmスイングすることが出来る。又、非干渉制御法が、プラズマの水平位置の制御特性を向上させる上でも有効であることを示している。
横溝 英明
JAERI-M 84-077, 49 Pages, 1984/04
ダブレットIIIのプラズマ位置、及び、形状の制御システムを説明し、非円形プラズマの垂直位置安定性の実験結果を報告する。垂直位置不安定性の観測結果は、簡易モデルによる予測と定性的に比較し、又、より現実に近いモデルによる数値計算と定量的に比較された。実験結果は、理論予測と良い一致を示している。
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。
曽根 和穂; 前野 勝樹; 大塚 英男; 山本 新; 阿部 哲也
JAERI-M 82-156, 17 Pages, 1982/11
本報告書は核融合実験炉(INTOR)の第一壁候補材料であるBe,C,SiC,TiCを中心にそのデータベースおよび問題点を検討したものである。本文は物理スパッタリング、化学スパッタリング、アーキング、水素およびヘリウムの吸蔵および放出、再付着物質特性についての検討を含んでいる。これらの考察は実験炉の不純物制御および第一壁工学にとって欠かせないものである。
上田 孝寿*; 二宮 博正; 新谷 吉郎*; 亀有 昭久*; 杉原 正芳; 中村 幸治; 斉藤 誠次*; 藤沢 登
JAERI-M 9854, 20 Pages, 1981/12
次期トカマク形実験炉、たとえば、INTORは非円形プラズマで高ベータを実現する。この場合、MHD平衡磁場は、曲率指数(n値)が負の値を持つ配位となり、プラズマ柱は、垂直方向において位置の不安定性を伴う。この不安定性の制御は、シェル効果およびフィードバック制御の併用によって行なわれる。前者は、曲率指数の値に強く依存して有効性は劣るが、次期装置の場合には、近似的に、シェルの時定数以下の不安定性に有効であり、後者は、シェル効果が無効になる不安定性の成長時間領域の制御に用いられる。この報告では、上記の次期装置に伴う具体的構成を念頭にシェル効果を検討し、シェル構成の有るべき姿を提案している。INTORの場合、トロイダル方向にカット無しで一周するシェル構成が解の1つを与える。
