JPH02309290A - Plasma fusion experimentation apparatus - Google Patents
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Abstract
Description
【発明の詳細な説明】
［産業上の利用分野Ｊ
この発明は、プラズマ核融合実験装置、特にヘリカル系
ヘリオトロン型のプラズマ核融合実験装置に関するもの
である。DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION [Industrial Field of Application J] The present invention relates to a plasma fusion experimental device, particularly a helical heliotron type plasma fusion experimental device.
［従来の技術］
従来のヘリカル系プラズマ核融合実験装置について、文
部省学術審議会特定領域推進分科会核融合部会内の次期
大型ヘリカル装置設計部会により昭和６３年３月に作成
された報告書に記載されたものを概略的に示す第２因乃
至第４図に基づいて説明すると、架台＜１０）にＺ軸（
１！）を中心として円形状の断熱真空容器（９）が支持
され、この断熱真空容器（９〉の内部には、トーラス形
状を有し、かつヘリカル状に形成されると共に、その外
周面にヘリカル状の溝を有する真空容器（５）が設けら
れている。この真空容器〈５）の外周面のヘリカル状の
溝内には、同方向に電流を流し、真空容器（５）のトー
ラス大円方向φ（トロイダル方向）とトーラス小円方向
（ポロイダル方向）とに磁場を発生する超電導のヘリカ
ルコイル（６，６）が設けられている。また、リング状
に形成された超電導のポロイダルコイル（８，８・・・
）が、真空容器（５）の周囲を囲むようにして、２軸（
１１）を中心として対称に配設されており、ヘリカルコ
イル（６，６）によす真空容器（５）内に形成されるボ
ロイダル磁場を変化させるような磁場を発生して、真空
容器（５）内に形成されるヘリカル状の主プラズマ（１
）の形状制御を行なう。さらに、真空容器（５）には所
要の計測を行なうプローブを挿入するための複数のボー
ト（７，７・・・）が設けられるとともに、真空容器（
５）に生成される主プラズマ（１）からのダイバータプ
ラズマ（２）をその壁面に当てるようにして、主プラズ
マ（１）への不純物の流入を軽減するためのダイバータ
室（３）が遮蔽板（４）を介して設けられている。[Conventional technology] Conventional helical-based plasma fusion experimental equipment is described in a report prepared in March 1988 by the next large-scale helical equipment design subcommittee within the nuclear fusion subcommittee of the specific area promotion subcommittee of the Academic Council of the Ministry of Education. To explain based on the second factor to FIG.
1! ) is supported around a circular insulating vacuum container (9), and the inside of this insulating vacuum container (9) has a torus shape and is formed in a helical shape, and a helical shape is formed on the outer peripheral surface of the insulating vacuum container (9). A vacuum container (5) having a groove is provided.A current is passed in the same direction in the helical groove on the outer circumferential surface of the vacuum container (5), and a current is passed in the direction of the torus great circle of the vacuum container (5). Superconducting helical coils (6, 6) are provided that generate magnetic fields in φ (toroidal direction) and torus small circle direction (poloidal direction). In addition, a superconducting poloidal coil formed in a ring shape (8, 8...
) surrounds the vacuum container (5), and two axes (
The helical coils (6, 6) generate a magnetic field that changes the voloidal magnetic field formed in the vacuum container (5), and ) Helical main plasma (1
). Furthermore, the vacuum vessel (5) is provided with a plurality of boats (7, 7...) for inserting probes for performing required measurements, and the vacuum vessel (5) is provided with a plurality of boats (7, 7, . . .
5) The divertor chamber (3) is equipped with a shielding plate to reduce the inflow of impurities into the main plasma (1) by directing the divertor plasma (2) from the main plasma (1) generated in the main plasma (1) to its wall surface. (4).
このように構成された従来装置の動作を説明すると、ヘ
リカルコイル（６，６）に同方向の電流を流してトロイ
ダル方向とボロイダル方向とに磁場を発生させ、この２
成分を有する磁場により主プラズマ（１）を閉じ込める
一方、ポロイダルコイル（８゜８・・・）に電流を流し
、ヘリカルコイル（６，８）により形成されるボロイダ
ル磁場を変化させる磁場を発生させて、主プラズマ（１
）の形状制御を行なうようにする。To explain the operation of the conventional device configured in this way, electric current is passed in the same direction through the helical coils (6, 6) to generate magnetic fields in the toroidal direction and the voloidal direction.
While confining the main plasma (1) with a magnetic field having a component, a current is passed through the poloidal coil (8° 8...) to generate a magnetic field that changes the boloidal magnetic field formed by the helical coil (6, 8), Main plasma (1
) to perform shape control.
［発明が解決しようとする課題］
従来の装置は以上のように構成されているので、ヘリカ
ルコイルに通電を開始して電流を変化させると、トーラ
ス大円方向に大きな電場が誘導される。このため、プラ
ズマ中にトーラス大円方向に大きな電流が誘起され、プ
ラズマの閉じ込めを悪化させるという問題点がある。こ
れに加えて、ヘリカルコイルの電流を一定にした後にプ
ラズマを生成して閉じ込めようとするときには、プラズ
マのパラメータのいかんによっては、上記した誘導電場
によりトーラス大円方向に大きな電流が流れ始めるため
にプラズマの閉じ込めが悪化し、プラズマ温度、密度等
のより良好なパラメータの向上が望めないといった問題
点もある。[Problems to be Solved by the Invention] Since the conventional device is configured as described above, when the helical coil starts to be energized and the current is changed, a large electric field is induced in the direction of the great circle of the torus. Therefore, there is a problem in that a large current is induced in the plasma in the direction of the great circle of the torus, worsening the confinement of the plasma. In addition, when attempting to generate and confine plasma after the current in the helical coil is constant, depending on the plasma parameters, a large current may begin to flow in the direction of the torus great circle due to the above-mentioned induced electric field. There is also the problem that plasma confinement deteriorates and better parameters such as plasma temperature and density cannot be expected to be improved.
この発明は、上記した問題を解決するためになされたも
ので、ヘリカルコイルの電流変化等により発生するトー
ラス大円方向に誘起される誘導電場を排除し、プラズマ
に流れる大電流を抑制して、プラズマの閉じ込めの悪化
を阻止することができるプラズマ核融合実験装置を得る
ことを目的とする。This invention was made to solve the above-mentioned problems, and eliminates the induced electric field induced in the direction of the great circle of the torus caused by current changes in the helical coil, and suppresses the large current flowing in the plasma. The purpose is to obtain a plasma fusion experimental device that can prevent deterioration of plasma confinement.
［課題を解決するための手段］
この発明に１系るプラズマ核融合実験装置は、トーラス
状容器にトーラス状プラズマを閉じ込めるための磁場発
生用のヘリカルコイル及びポロイダルコイルからなる外
部コイルを備えたものにおいて、プラズマ生成領域に磁
場を発生せず、また、上記ヘリカルコイルに対して大き
な相互インダクタンスを有する電場制御用コイルを備え
てなるものである。[Means for Solving the Problems] A plasma fusion experimental device according to the present invention is equipped with an external coil consisting of a helical coil and a poloidal coil for generating a magnetic field for confining toroidal plasma in a toroidal container. , which does not generate a magnetic field in the plasma generation region and includes an electric field control coil having a large mutual inductance with respect to the helical coil.
［作 用コ
この発明においては、電場制御用コイルにより、トーラ
ス大円方向に誘起される誘導電場の除去、増強、減衰等
の制御をして、トーラス大円方向に流れる電流の増減制
御をする。[Function] In this invention, the electric field control coil controls the removal, reinforcement, attenuation, etc. of the induced electric field induced in the direction of the torus great circle, thereby controlling the increase/decrease of the current flowing in the direction of the torus great circle. .
［実施例］ 以下、この発明の一実施例を図について説明する。[Example] An embodiment of the present invention will be described below with reference to the drawings.
第１図は、プラズマ核融合実験装置の中心軸Ｚ（１１）
を中心として配設されたトーラス状の、かつトーラス大
円方向φにヘリカル形状をなす真空容器（５）の−半の
断面図である。この第１図において、真空容器（５）の
外周面に形成されたヘリカル状の溝内には、同方向に電
流を流す超電導のヘリカルコイル（６，６）が設けられ
、他方、この真空容器（５）の周囲を囲むようにリング
形状をなすＭ電導の複数のポロイダルコイル（８，８・
・・）が中心軸Ｚ（１１）を中心として軸対称に配設さ
れている。Figure 1 shows the central axis Z (11) of the plasma fusion experimental device.
FIG. 2 is a sectional view of a vacuum vessel (5) in a torus shape arranged around , and having a helical shape in the direction of the great circle of the torus (φ); In FIG. 1, superconducting helical coils (6, 6) that flow current in the same direction are provided in a helical groove formed on the outer peripheral surface of the vacuum container (5). (5) A plurality of M-conducting poloidal coils (8, 8,
) are arranged axially symmetrically about the central axis Z(11).
（１２，１２・・・）は電場制御用のコイル（０）１コ
イル）であって、ヘリカルコイル（６，６）の電流変化
及びポロイダルコイル（８，８・・・）の運転等により
誘導されるトーラス大円方向の電場を除去するものであ
る。そして、この電場制御用コイル（１２，１２・・・
）は、プラズマ生成領域に磁場を発生せず、また、ヘリ
カルコイル（６，６）に対して大きな相互インダクタン
スを有するものであって、ポロイダルコイル（８，８・
・・）の外側に装置の中心軸Ｚ （１１）を中心として
軸対称に設けられている。(12, 12...) are coils (0, 1 coil) for electric field control, which are induced by current changes in the helical coils (6, 6) and operation of the poloidal coils (8, 8...). This is to remove the electric field in the direction of the torus great circle. Then, this electric field control coil (12, 12...
) does not generate a magnetic field in the plasma generation region and has a large mutual inductance with respect to the helical coil (6, 6), and the poloidal coil (8, 8.
) is provided axially symmetrically about the central axis Z (11) of the device.
なお、その他の構成要素であるダイバータ室（３）、遮
蔽板（４）、計測プローブ挿入用のボート（７，７・・
・）等については、既に第２図乃至第４図について説明
したと同様のものが用いられるが、その説明の重複を避
けるために、この第１図では図示を省略しである。In addition, the other components are the diverter chamber (3), the shielding plate (4), and the boat for inserting the measurement probe (7, 7...
) etc., the same ones as those already explained in FIGS. 2 to 4 are used, but to avoid duplication of explanation, illustrations thereof are omitted in FIG. 1.
次に、このように構成された上記実施例装置の動作につ
いて説明すると、ヘリカルコイル（６，６）に同方向に
電流を流し、トーラス大円方向とトーラス小円方向とに
磁場を発生するとともに、ボロイダル方向（８，８・・
・）に電流を流して磁場を発生させ、主プラズマ（１）
の位置、形状の制御を行なって、当該主プラズマ（１）
の閉じ込めを行なう。Next, to explain the operation of the above-mentioned embodiment device configured in this way, current is passed in the same direction through the helical coils (6, 6), and magnetic fields are generated in the direction of the large circle of the torus and the direction of the small circle of the torus. , boroidal direction (8, 8...
・）A current is applied to generate a magnetic field, and the main plasma (1)
By controlling the position and shape of the main plasma (1),
Confinement will be carried out.
ところで、ヘリカルコイル（ｅ、ｅ）に同方向の電流を
流すため、この電流を立上らせた時にトーラス大円方向
に誘導電場が発生するほが、ポロイダルコイル（８，訃
・・）の運転方法のいがんによっても同様にトーラス大
円方向に誘導電場が発生し、これにより大きな電流が流
れ、ヘリカル磁場の配位が変ってプラズマの閉じ込めが
変化する。このとき、ボート（７，７・・・）に装着し
た計測用プローブ（図示されない）により、誘導電場の
強度とその方向、もしくはプラズマ電流の大きさや極性
を検出し、この検出信号に基づいて、誘導電場を除去し
得る大きさと極性を有する電流を電場制御用コイル（１
２，１２・・・）に流す、そして、ヘリカルコイル（６
，６）に磁気結合により誘導電場と逆方向の誘導超電力
を発生させ、これにより誘導電場を除去し、プラズマ中
に流れる大きな電流を抑制する。しかも、この除去は、
電場制御用コイル（１２，１２・・・）がプラズマ生成
傾城に磁場を形成しないようにしであるため、ヘリカル
磁場の配位に変化を与えることなく行なうことができる
。By the way, since the currents flow in the same direction through the helical coils (e, e), it is better for the poloidal coils (8, Depending on the method, an induced electric field is similarly generated in the direction of the torus great circle, which causes a large current to flow, changing the configuration of the helical magnetic field and changing the plasma confinement. At this time, a measurement probe (not shown) attached to the boat (7, 7...) detects the intensity and direction of the induced electric field or the magnitude and polarity of the plasma current, and based on this detection signal, An electric field control coil (1
2, 12...), and the helical coil (6
, 6) generates an induced superpower in the opposite direction to the induced electric field by magnetic coupling, thereby removing the induced electric field and suppressing the large current flowing in the plasma. Moreover, this removal
Since the electric field control coils (12, 12, . . . ) are designed not to form a magnetic field in the plasma generation tilted castle, this can be done without changing the configuration of the helical magnetic field.
なお、電場制御用コイル（１２，１２・・・）に供給さ
れる電流の大きさと極性を適宜制御することにより、誘
導電場の増強もしくは減衰をすることができる。Note that the induced electric field can be enhanced or attenuated by appropriately controlling the magnitude and polarity of the current supplied to the electric field control coils (12, 12, . . . ).
また、上記実施例で説明した電場制御用コイル（１２，
１２・・・）の一部のコイルを、プラズマの位置、形状
制御を行なうポロイダルコイル（８，８・・・）の役割
を果たすように配設することにより、真空容器（５）内
のプラズマ生成領域にプラズマの形状、位置制御用の磁
場（多重極磁場）を発生させることもできる。In addition, the electric field control coil (12,
Plasma generation in the vacuum vessel (5) is achieved by arranging some of the coils (12...) to play the role of poloidal coils (8, 8...) that control the position and shape of the plasma. It is also possible to generate a magnetic field (multipole magnetic field) for controlling the shape and position of plasma in the region.
［発明の効果］
以上述べたようにこの発明に係るプラズマ核融合実験装
置は、トーラス状容器にトーラス状プラズマを閉じ込め
るためのヘリカルコイルに対して大きな相互インダクタ
ンスを有し、かつプラズマ形成領域に磁場を生成しない
電場制御用コイルを設け、この電場制御用コイルにより
、外部コイルの供給電流の変化等によりトーラス大円方
向に誘起される誘導電場を除去、増強、減衰等の制御を
させるように構成したので、トーラス大円方向に誘起さ
れる誘導電場を除去し、プラズマ中に流れる大電流を抑
制してプラズマの閉じ込めの悪化を阻止することが可能
になり、また、誘導電場を外部コイルの運転とは独立し
て制御することも可能となるために、その実験可能領域
を大幅に広げることができるという効果が奏せられる。[Effects of the Invention] As described above, the plasma fusion experimental device according to the present invention has a large mutual inductance with respect to the helical coil for confining toroidal plasma in a toroidal container, and a magnetic field in the plasma formation region. An electric field control coil that does not generate electric field is provided, and the electric field control coil is configured to remove, enhance, attenuate, etc. the induced electric field induced in the direction of the great circle of the torus due to changes in the supply current of the external coil, etc. Therefore, it is possible to remove the induced electric field induced in the direction of the great circle of the torus, suppress the large current flowing in the plasma, and prevent deterioration of plasma confinement. Since it is also possible to control independently of the
第１図は、この発明の一実施例であるプラズマ核融合実
験装置の一半を示す断面図、第２図は、従来装置の全体
構成の断面図、第３図は、上記従来装置の真空容器を切
断し、プラズマ部を拡大して示す斜視図゛、第４図は、
上記従来装置のヘリカルコイル、ポロイダルコイルとプ
ラズマを立体的に示す図である。
図面中、（１）・・・主プラズマ、（５）・・・真空容
器、（ｅ、ｅ）・・・ヘリカルコイル、（７，７・・・
）・・・計測プローブ挿入用のボート、（８，訃・・）
・・・ポロイダルコイル、（１１）・・・装置の中心軸
Ｚ、（１２，１２・・・）・・・電場制御用コイル。
なお、図中、同一符号は同一または相当部分を示す。
代 理 人 曽 我 道 照１：主アラス
マ
５．真空容器
６．６．ヘリカルコイル
８．８・・・：ホ゛ロイタルコイル
１２．１２・・・：電、場記］ギ卸用コイル手続補正書
■ 事件の表示
特願平１−１２８８９８号
２ 発明の名称
プラズマ核融合実験装置
３ 補正をする者
事件との関係 特許出願人
住 所 東京都千代田区丸の内二丁目２番３号
名 称 （６０１）三菱電機株式会社代表者 志岐守
哉
４代理人
住 所 東京都千代田区丸の内三丁目１番１号
国際ビルディング ８階
（１） 明細書の特許請求の範囲の欄（２）明細書の
発明の詳細な説明の欄
６、補正の内容
（１）明細書の特許請求の範囲の欄の記載を別紙の通り
に補正する。
（２）明細書第２頁第１７行目および同頁箱１８行目の
「超電導Ｊをそれぞれ「超伝導」に補正する。
（３） 明細書第６頁第５行目および同頁第７行目から
第８行目の［超電導Ｊをそれぞれ「超伝導」に補正する
。
以上
別紙
特許請求の範囲
（１） トーラス状容器にトーラス状プラズマを閉じ込
めるための磁場発生用のヘリカルコイル及びポロイダル
コイルからなる外部コイルを備えたプラズマ核融合実験
装置において、
プラズマ生成領域に磁場を発生せず、また、上記ヘリカ
ルコイルに対して大きな相互（乙ｆクタンスを有する電
場制御用コイルを設けて、上記外部コイルの電流変化等
に基因してトーラス状容器のトーラス大円方向に誘起さ
れる誘導電場について、その除去、増幅、減衰等の制御
をするようにされていることを特徴とするプラズマ核融
合実験装置。FIG. 1 is a cross-sectional view showing one half of a plasma fusion experimental device that is an embodiment of the present invention, FIG. 2 is a cross-sectional view of the overall configuration of the conventional device, and FIG. 3 is a vacuum vessel of the conventional device. FIG. 4 is a perspective view showing an enlarged view of the plasma section.
FIG. 3 is a three-dimensional diagram showing the helical coil, poloidal coil, and plasma of the conventional device. In the drawings, (1)...Main plasma, (5)...Vacuum vessel, (e, e)...Helical coil, (7,7...
)...Boat for inserting the measurement probe, (8, Death...)
... Poloidal coil, (11) ... Central axis Z of the device, (12, 12 ...) ... Coil for electric field control. In addition, in the figures, the same reference numerals indicate the same or corresponding parts. Agent So Ga Do Teru 1: Lord Arasuma 5. Vacuum container 6.6. Helical coil 8.8...: Royal coil 12.12...: Electric, field record] Coil procedure amendment for coil removal ■ Indication of the case Patent application No. 1-128898 2 Name of the invention Plasma fusion experiment Apparatus 3 Relationship with the case of the person making the amendment Patent Applicant Address 2-2-3 Marunouchi, Chiyoda-ku, Tokyo Name (601) Mitsubishi Electric Corporation Representative Moriya Shiki 4 Agent Address Marunouchi, Chiyoda-ku, Tokyo 3-1-1 Kokusai Building 8th floor (1) Claims column of the specification (2) Detailed explanation of the invention column 6 of the specification, contents of amendments (1) Claims of the specification Amend the description in the column as shown in the attached sheet. (2) "Superconductivity J" on the 17th line of the second page of the specification and the 18th line of the box on the same page are corrected to "superconductivity" respectively. (3) [Superconductivity J is corrected to "superconductivity" in line 5 of page 6 of the specification and lines 7 to 8 of the same page. Attached Claims (1) In a plasma fusion experimental apparatus equipped with an external coil consisting of a helical coil and a poloidal coil for generating a magnetic field for confining toroidal plasma in a toroidal container, a magnetic field is generated in a plasma generation region. First, an electric field control coil having a large mutual ductance is provided with respect to the helical coil, and induction induced in the direction of the great circle of the torus of the torus-shaped container due to changes in the current of the external coil, etc. A plasma fusion experimental device characterized by controlling electric field removal, amplification, attenuation, etc.
Claims (1)
るための磁場発生用のヘリカルコイル及びポロイダルコ
イルからなる外部コイルを備えたプラズマ核融合実験装
置において、 プラズマ生成領域に磁場を発生せず、また、上記ヘリカ
ルコイルに対して大きな相互コンダクタンスを有する電
場制御用コイルを設けて、上記外部コイルの電流変化等
に基因してトーラス状容器のトーラス大円方向に誘起さ
れる誘導電場について、その除去、増幅、減衰等の制御
をするようにされていることを特徴とするプラズマ核融
合実験装置。(1) In a plasma fusion experimental device equipped with an external coil consisting of a helical coil and a poloidal coil for generating a magnetic field to confine toroidal plasma in a toroidal container, a magnetic field is not generated in the plasma generation region, and the helical An electric field control coil having a large mutual conductance is provided with respect to the coil to remove, amplify, and attenuate the induced electric field induced in the direction of the torus great circle of the torus-shaped container due to current changes in the external coil. A plasma nuclear fusion experimental device characterized in that it is configured to control the following.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP1128898A JPH02309290A (en) | 1989-05-24 | 1989-05-24 | Plasma fusion experimentation apparatus |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP1128898A JPH02309290A (en) | 1989-05-24 | 1989-05-24 | Plasma fusion experimentation apparatus |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH02309290A true JPH02309290A (en) | 1990-12-25 |
Family
ID=14996082
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP1128898A Pending JPH02309290A (en) | 1989-05-24 | 1989-05-24 | Plasma fusion experimentation apparatus |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH02309290A (en) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2014518588A (en) * | 2011-03-03 | 2014-07-31 | ライフウェーブ， インコーポレイテッド | Double spiral conductor |
| JP2015518281A (en) * | 2012-04-26 | 2015-06-25 | ライフウェーブ， インコーポレイテッド | System configuration using double spiral conductors |
-
1989
- 1989-05-24 JP JP1128898A patent/JPH02309290A/en active Pending
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
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