JPH09230074A - 核融合装置の超伝導マグネット保護装置 - Google Patents
核融合装置の超伝導マグネット保護装置Info
- Publication number
- JPH09230074A JPH09230074A JP8036117A JP3611796A JPH09230074A JP H09230074 A JPH09230074 A JP H09230074A JP 8036117 A JP8036117 A JP 8036117A JP 3611796 A JP3611796 A JP 3611796A JP H09230074 A JPH09230074 A JP H09230074A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- superconducting magnet
- nuclear
- fusion
- measuring device
- heat generation
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Pending
Links
Classifications
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/10—Nuclear fusion reactors
Landscapes
- Plasma Technology (AREA)
Abstract
(57)【要約】
【課題】超伝導マグネットのクェンチに対する信頼性の
高い核融合装置の超伝導マグネット保護装置を提供する
こと。 【解決手段】遮蔽体の手薄な部分の真空容器２と超伝導
マグネッ３ト間に中性子束とガンマ線束の計測装置設置
５、中性子束とガンマ線束から近未来の巻き線部の核発
熱率予測装置１０、核融合出力制御装置１１を採用し
た。これにより、超伝導マグネットのクェンチを回避で
き信頼性が向上する。
高い核融合装置の超伝導マグネット保護装置を提供する
こと。 【解決手段】遮蔽体の手薄な部分の真空容器２と超伝導
マグネッ３ト間に中性子束とガンマ線束の計測装置設置
５、中性子束とガンマ線束から近未来の巻き線部の核発
熱率予測装置１０、核融合出力制御装置１１を採用し
た。これにより、超伝導マグネットのクェンチを回避で
き信頼性が向上する。
Description
【０００１】
【発明の属する技術分野】本発明は、核融合装置の超伝
導マグネットの保護装置に係わり、特に巻き線部の核発
熱率の上昇によりクェンチするのを未然に防止する核融
合装置の超伝導マグネット保護装置に関する。
導マグネットの保護装置に係わり、特に巻き線部の核発
熱率の上昇によりクェンチするのを未然に防止する核融
合装置の超伝導マグネット保護装置に関する。
【０００２】
【従来の技術】核融合装置の超伝導マグネットのクェン
チを防止するために、超伝導フィラメントの周囲に安定
化材として銅を配置している。このフィラメントが局所
的に温度上昇して超伝導状態が破れた場合に、液体ヘリ
ウム温度に冷却されている銅の熱容量によりフィラメン
トの温度を下げ、かつ局所的に超伝導状態の破れたフィ
ラメントよりも電気抵抗の低い銅の方に電流をバイパス
させることによって、クェンチの拡大を防止し超伝導状
態の回復を図っている。
チを防止するために、超伝導フィラメントの周囲に安定
化材として銅を配置している。このフィラメントが局所
的に温度上昇して超伝導状態が破れた場合に、液体ヘリ
ウム温度に冷却されている銅の熱容量によりフィラメン
トの温度を下げ、かつ局所的に超伝導状態の破れたフィ
ラメントよりも電気抵抗の低い銅の方に電流をバイパス
させることによって、クェンチの拡大を防止し超伝導状
態の回復を図っている。
【０００３】一方、核融合出力の制御に関しては、一つ
は、プラズマが温度上昇によりベータ値限界へ到達する
等によりプラズマが急峻に破断する、所謂、ディスラプ
ションを回避するために核融合出力を制御している。も
う一つは、ダイバータや第一壁の除熱限界の入熱量に到
達するのを避けるために核融合出力を制御している。
は、プラズマが温度上昇によりベータ値限界へ到達する
等によりプラズマが急峻に破断する、所謂、ディスラプ
ションを回避するために核融合出力を制御している。も
う一つは、ダイバータや第一壁の除熱限界の入熱量に到
達するのを避けるために核融合出力を制御している。
【０００４】図５は、従来の装置を示す縦断面図で、プ
ラズマ１は、ブランケット・遮蔽体・真空容器２で囲ま
れており、さらに、その外側にプラズマ１を閉じ込める
ための磁場を発生する超伝導マグネット３が配置されて
いる。中央にはプラズマ１の電流を誘起するためのセン
ターソレノイドコイル４が設置されている。
ラズマ１は、ブランケット・遮蔽体・真空容器２で囲ま
れており、さらに、その外側にプラズマ１を閉じ込める
ための磁場を発生する超伝導マグネット３が配置されて
いる。中央にはプラズマ１の電流を誘起するためのセン
ターソレノイドコイル４が設置されている。
【０００５】プラズマからの輻射、荷電粒子、中性子、
ガンマ線の放出を示すＡが、ブランケット・遮蔽体・真
空容器２内部で熱エネルギーに変換され、冷却水Ｂが高
温の冷却水Ｃとなって除熱される。冷却水Ｃは熱交換機
９によって冷却されて再び冷却水Ｂとなって、ブランケ
ット・遮蔽体・真空容器２に入力される。プラズマ１の
温度を所定の温度まで上昇させ、さらにこれを制御する
ために加熱装置６が使用される。プラズマ１は核融合反
応によって燃料を消費するので、燃料注入装置７によっ
て燃料である重水素とトリチウムが供給される。
ガンマ線の放出を示すＡが、ブランケット・遮蔽体・真
空容器２内部で熱エネルギーに変換され、冷却水Ｂが高
温の冷却水Ｃとなって除熱される。冷却水Ｃは熱交換機
９によって冷却されて再び冷却水Ｂとなって、ブランケ
ット・遮蔽体・真空容器２に入力される。プラズマ１の
温度を所定の温度まで上昇させ、さらにこれを制御する
ために加熱装置６が使用される。プラズマ１は核融合反
応によって燃料を消費するので、燃料注入装置７によっ
て燃料である重水素とトリチウムが供給される。
【０００６】核融合出力制御装置１１からは、核融合出
力を変化させるための加熱装置６への信号C1、核融合出
力を変化させるための燃料注入装置７への信号C2、核融
合出力を変化させるための排気装置８への信号C3とし
て、各装置へ入力され核融合出力が制御される。核融合
出力計測装置12により測定された信号は、核融合出力計
測値の信号ｄとして核融合出力制御装置１１に入力さ
れ、上記した条件を越えないように出力が制御される。
力を変化させるための加熱装置６への信号C1、核融合出
力を変化させるための燃料注入装置７への信号C2、核融
合出力を変化させるための排気装置８への信号C3とし
て、各装置へ入力され核融合出力が制御される。核融合
出力計測装置12により測定された信号は、核融合出力計
測値の信号ｄとして核融合出力制御装置１１に入力さ
れ、上記した条件を越えないように出力が制御される。
【０００７】このように、従来においては、超伝導マグ
ネットの巻き線部の核発熱率上昇によるクェンチを防止
するように、核融合出力を制御してはいない。したがっ
て、従来の核融合装置の超伝導マグネットにおいては、
核融合出力変動によるクェンチの危険性があった。
ネットの巻き線部の核発熱率上昇によるクェンチを防止
するように、核融合出力を制御してはいない。したがっ
て、従来の核融合装置の超伝導マグネットにおいては、
核融合出力変動によるクェンチの危険性があった。
【０００８】
【発明が解決しようとする課題】従来の核融合装置で
は、プラズマのベータ限界値やプラズマ対向機器の除熱
限界を考慮して、核融合出力の制御が行われている。し
かしながら、従来の核融合装置の超伝導マグネットで
は、巻き線部の核発熱率が所定の値を超える見込みが生
じても核融合出力を制御していないので、超伝導マグネ
ットがクェンチする危険性があり、装置としての信頼性
が低下するという問題があった。
は、プラズマのベータ限界値やプラズマ対向機器の除熱
限界を考慮して、核融合出力の制御が行われている。し
かしながら、従来の核融合装置の超伝導マグネットで
は、巻き線部の核発熱率が所定の値を超える見込みが生
じても核融合出力を制御していないので、超伝導マグネ
ットがクェンチする危険性があり、装置としての信頼性
が低下するという問題があった。
【０００９】したがって、本発明の目的は、巻き線部の
核発熱率がクエンチ限界となる値を越える見込みが生じ
た場合に、核融合出力を制御することによって、超伝導
マグネットのクェンチを未然に防止し、信頼性の高い核
融合装置の超伝導マグネットの保護装置を提供すること
である。
核発熱率がクエンチ限界となる値を越える見込みが生じ
た場合に、核融合出力を制御することによって、超伝導
マグネットのクェンチを未然に防止し、信頼性の高い核
融合装置の超伝導マグネットの保護装置を提供すること
である。
【００１０】
【課題を解決するための手段】このような目的を達成す
るために、本発明の核融合装置の超伝導マグネット保護
装置では、中性子束あるいはガンマ線束を計測する装置
を設置し、中性子束あるいはガンマ線束の計測値から、
データ処理装置により巻き線部の核発熱率の時間変化を
予測し、その予測信号をプラズマの核融合出力制御装置
に入力し、巻き線部の核発熱率と予め設定された巻き線
部の核発熱率のクェンチ限界値を比較し核融合出力を制
御し、超伝導マグネットの巻き線部の核発熱率が、超伝
導状態のクェンチする核発熱率の限界値を越えることが
ないようにしている。
るために、本発明の核融合装置の超伝導マグネット保護
装置では、中性子束あるいはガンマ線束を計測する装置
を設置し、中性子束あるいはガンマ線束の計測値から、
データ処理装置により巻き線部の核発熱率の時間変化を
予測し、その予測信号をプラズマの核融合出力制御装置
に入力し、巻き線部の核発熱率と予め設定された巻き線
部の核発熱率のクェンチ限界値を比較し核融合出力を制
御し、超伝導マグネットの巻き線部の核発熱率が、超伝
導状態のクェンチする核発熱率の限界値を越えることが
ないようにしている。
【００１１】さらに、本発明においては、上記中性子束
あるいはガンマ線束を計測する装置の代わりに核融合装
置の遮蔽体の手薄な部分のプラズマ対向面、例えば、中
央断面の第一壁、あるいは、ダイバータ表面、の表面温
度を検出する計測装置と、前記表面温度計測装置によっ
て測定された表面温度から第一壁中性子負荷を予測し、
その第一壁中性子負荷から超伝導マグネットの巻き線部
の核発熱率を予測するデータ処理装置を設け、予測され
た核発熱率の情報から核融合出力を変化させる。
あるいはガンマ線束を計測する装置の代わりに核融合装
置の遮蔽体の手薄な部分のプラズマ対向面、例えば、中
央断面の第一壁、あるいは、ダイバータ表面、の表面温
度を検出する計測装置と、前記表面温度計測装置によっ
て測定された表面温度から第一壁中性子負荷を予測し、
その第一壁中性子負荷から超伝導マグネットの巻き線部
の核発熱率を予測するデータ処理装置を設け、予測され
た核発熱率の情報から核融合出力を変化させる。
【００１２】さらに本発明においては、核融合装置を冷
却する冷却水を循環させる装置と、前記冷却水の温度を
検出する計測装置と、前記冷却水温度計測装置によって
測定された冷却水温度から前記超伝導マグネットの巻き
線部の核発熱率を予測するデータ処理装置を設け、予測
された核発熱率の情報から核融合出力を変化させる。
却する冷却水を循環させる装置と、前記冷却水の温度を
検出する計測装置と、前記冷却水温度計測装置によって
測定された冷却水温度から前記超伝導マグネットの巻き
線部の核発熱率を予測するデータ処理装置を設け、予測
された核発熱率の情報から核融合出力を変化させる。
【００１３】以上述べたように、核融合装置の超伝導マ
グネット保護装置では、超伝導マグネットの近傍の中性
子束あるいはガンマ線束を計測装置により計測し、その
計測値から超伝導マグネットの巻き線部の核発熱率を予
測し、その予測値と予め設定された巻き線部の核発熱率
のクェンチ限界値を比較し核融合出力を制御しているた
め、超伝導マグネットの巻き線部の核発熱率が、超伝導
状態のクェンチする核発熱率の限界値を越えることがな
いので、核融合装置の超伝導マグネットの信頼性が向上
できるのは、次のような理由による。
グネット保護装置では、超伝導マグネットの近傍の中性
子束あるいはガンマ線束を計測装置により計測し、その
計測値から超伝導マグネットの巻き線部の核発熱率を予
測し、その予測値と予め設定された巻き線部の核発熱率
のクェンチ限界値を比較し核融合出力を制御しているた
め、超伝導マグネットの巻き線部の核発熱率が、超伝導
状態のクェンチする核発熱率の限界値を越えることがな
いので、核融合装置の超伝導マグネットの信頼性が向上
できるのは、次のような理由による。
【００１４】超伝導マグネット近傍の中性子束およびガ
ンマ線束を、それぞれφn(x,t)およびφγ(x,t)とす
る。ｘは位置座標で、ｔは時刻を表す。ガンマ線束は中
性子と物質の相互作用によって発生する二次ガンマ線な
ので、位置の相違による減衰効果としては中性子束の減
衰のみ考慮すれば十分である。中性子束の物質中の減衰
率をλとすると、時刻ｔの巻き線部の位置ｘ1での核発
熱率ｈ(ｘ1,t)は、次式で与えられる。
ンマ線束を、それぞれφn(x,t)およびφγ(x,t)とす
る。ｘは位置座標で、ｔは時刻を表す。ガンマ線束は中
性子と物質の相互作用によって発生する二次ガンマ線な
ので、位置の相違による減衰効果としては中性子束の減
衰のみ考慮すれば十分である。中性子束の物質中の減衰
率をλとすると、時刻ｔの巻き線部の位置ｘ1での核発
熱率ｈ(ｘ1,t)は、次式で与えられる。
【００１５】 ここで、x0は測定装置の設置位置の座標、t0は中性子束
の測定時刻を示す。また、ｋnおよびｋγはそれぞれ中
性子およびガンマ線の核発熱定数(KERMAファクター)で
ある。各時刻毎の中性子束の測定値から∂φn/∂tが求
められる。このような方式により、本発明によれば、あ
る時刻t0までの中性子束やガンマ線束の測定値があれ
ば、時刻ｔにおける巻き線部の核発熱率ｈ(x1，t)を予
測することができる。
の測定時刻を示す。また、ｋnおよびｋγはそれぞれ中
性子およびガンマ線の核発熱定数(KERMAファクター)で
ある。各時刻毎の中性子束の測定値から∂φn/∂tが求
められる。このような方式により、本発明によれば、あ
る時刻t0までの中性子束やガンマ線束の測定値があれ
ば、時刻ｔにおける巻き線部の核発熱率ｈ(x1，t)を予
測することができる。
【００１６】このような予測にしたがって、巻き線部の
核発熱率ｈ(x1，t)が、時刻ｔにおいて、クェンチを引
き起こす限界の核発熱率を越えるものと推定される場合
には、核融合出力を低減させる方向で制御することがで
きるので、核融合装置の超伝導マグネットの信頼性を向
上させることができる。
核発熱率ｈ(x1，t)が、時刻ｔにおいて、クェンチを引
き起こす限界の核発熱率を越えるものと推定される場合
には、核融合出力を低減させる方向で制御することがで
きるので、核融合装置の超伝導マグネットの信頼性を向
上させることができる。
【００１７】
【発明の実施の形態】以下、本発明の一実施の形態例を
図１によって説明する。
図１によって説明する。
【００１８】図１は、本発明の一実施例である核融合装
置の超伝導マグネット保護装置を示す図である。図にお
いて、プラズマ１は、ブランケット・遮蔽体・真空容器
２で囲まれており、さらに、その外側にプラズマ１を閉
じ込めるための磁場を発生する超伝導マグネット３が配
置されている。中央にはプラズマ１の電流を誘起するた
めのセンターソレノイドコイル４が設置されている。本
発明の一つの構成装置である中性子束およびガンマ線束
計測装置５が、核融合装置の赤道面のブランケット・遮
蔽体・真空容器２と超伝導マグネット３の間に設置され
ている。
置の超伝導マグネット保護装置を示す図である。図にお
いて、プラズマ１は、ブランケット・遮蔽体・真空容器
２で囲まれており、さらに、その外側にプラズマ１を閉
じ込めるための磁場を発生する超伝導マグネット３が配
置されている。中央にはプラズマ１の電流を誘起するた
めのセンターソレノイドコイル４が設置されている。本
発明の一つの構成装置である中性子束およびガンマ線束
計測装置５が、核融合装置の赤道面のブランケット・遮
蔽体・真空容器２と超伝導マグネット３の間に設置され
ている。
【００１９】矢印Ａで示すように放出されるプラズマか
らの輻射、荷電粒子、中性子、ガンマ線が、ブランケッ
ト・遮蔽体・真空容器２内部で熱エネルギーに変換さ
れ、冷却水の流入方向を示す矢印Ｂのように冷却水が高
温の冷却水となって矢印Ｃで示す冷却水の流出方向にな
がれ除熱される。
らの輻射、荷電粒子、中性子、ガンマ線が、ブランケッ
ト・遮蔽体・真空容器２内部で熱エネルギーに変換さ
れ、冷却水の流入方向を示す矢印Ｂのように冷却水が高
温の冷却水となって矢印Ｃで示す冷却水の流出方向にな
がれ除熱される。
【００２０】高温になった冷却水は、熱交換機９によっ
て冷却されて再び冷却水となって、ブランケット・遮蔽
体・真空容器２に入力される。プラズマ１の温度を所定
の温度まで上昇させ、さらにこれを制御するために加熱
装置６が使用される。プラズマ１は核融合反応によって
燃料を消費するので、燃料注入装置７によって燃料であ
る重水素とトリチウムが供給される。
て冷却されて再び冷却水となって、ブランケット・遮蔽
体・真空容器２に入力される。プラズマ１の温度を所定
の温度まで上昇させ、さらにこれを制御するために加熱
装置６が使用される。プラズマ１は核融合反応によって
燃料を消費するので、燃料注入装置７によって燃料であ
る重水素とトリチウムが供給される。
【００２１】プラズマから発生した輻射熱や、荷電粒子
による熱、中性子とガンマ線Ａの中でブランケット・遮
蔽体・真空容器２を通過した中性子およびガンマ線は、
中性子束およびガンマ線束計測装置５から出力された中
性子束およびガンマ線束の計測信号ａは、中性子束ガン
マ線束からの巻き線部核発熱率予測装置１０に入力され
る。
による熱、中性子とガンマ線Ａの中でブランケット・遮
蔽体・真空容器２を通過した中性子およびガンマ線は、
中性子束およびガンマ線束計測装置５から出力された中
性子束およびガンマ線束の計測信号ａは、中性子束ガン
マ線束からの巻き線部核発熱率予測装置１０に入力され
る。
【００２２】図２に、中性子束ガンマ線束からの巻き線
部核発熱率予測装置10の演算処理部分を示す。ａから入
力された中性子束φn(x0，ti)およびガンマ線束φ
γ(x0，ti)（i＝1，２，・・・・・，ｍ）は測定時点毎に保
存される。これらの中性子束およびガンマ線束のデータ
から、時間変化率∂φ／∂ｔを算出する。
部核発熱率予測装置10の演算処理部分を示す。ａから入
力された中性子束φn(x0，ti)およびガンマ線束φ
γ(x0，ti)（i＝1，２，・・・・・，ｍ）は測定時点毎に保
存される。これらの中性子束およびガンマ線束のデータ
から、時間変化率∂φ／∂ｔを算出する。
【００２３】次に、推定する時刻までの時間△ｔの変化
分を算出する。一方、最後に測定された中性子束とガン
マ線から核発熱率Ｈ(t0)を算出し、時刻ｔの核発熱率の
推定値を算出する。最後に、測定位置と超伝導マグネッ
トの巻き線部の位置の相違分をコイルケース等の材料中
の中性子束の減衰率λを用いて推定し、超伝導マグネッ
トの巻き線部の核発熱率の値ｈ(x1、t)を予測する。この
予測値ｈ(x1、t)をｂとして出力し、核融合出力制御装置
１１に供給する。
分を算出する。一方、最後に測定された中性子束とガン
マ線から核発熱率Ｈ(t0)を算出し、時刻ｔの核発熱率の
推定値を算出する。最後に、測定位置と超伝導マグネッ
トの巻き線部の位置の相違分をコイルケース等の材料中
の中性子束の減衰率λを用いて推定し、超伝導マグネッ
トの巻き線部の核発熱率の値ｈ(x1、t)を予測する。この
予測値ｈ(x1、t)をｂとして出力し、核融合出力制御装置
１１に供給する。
【００２４】このように、中性子束およびガンマ線束か
らの巻き線部核発熱率予測装置１０で推定された超伝導
マグネットの巻き線部の核発熱率として出力された信号
ｂ1は、核融合出力制御装置１１に入力される。核融合
出力制御装置１１からは、核融合出力を変化させるため
の加熱装置６への信号C1、核融合出力を変化させるため
の燃料注入装置７への信号C2、核融合出力を変化させる
ための排気装置（排気ポンプ）８への信号C3として、各
装置へ入力され核融合出力が制御される。
らの巻き線部核発熱率予測装置１０で推定された超伝導
マグネットの巻き線部の核発熱率として出力された信号
ｂ1は、核融合出力制御装置１１に入力される。核融合
出力制御装置１１からは、核融合出力を変化させるため
の加熱装置６への信号C1、核融合出力を変化させるため
の燃料注入装置７への信号C2、核融合出力を変化させる
ための排気装置（排気ポンプ）８への信号C3として、各
装置へ入力され核融合出力が制御される。
【００２５】図３に、核融合出力制御装置１1の演算部
分を示す。信号ｂ1として入力された巻き線部の核発熱
率の予測値ｈ(x1、t)と、超伝導状態のクェンチを引き起
こす巻き線部の限界核発熱率ｈｃの差△ｈとする。近未
来の時刻ｔにおいて△ｈが正、すなわち、予測値ｈ(x1、
t)が限界値ｈｃを越える場合には、核融合出力を低下さ
せるために、加熱装置６、燃料注入装置７、排気装置８
へ信号を出力する。
分を示す。信号ｂ1として入力された巻き線部の核発熱
率の予測値ｈ(x1、t)と、超伝導状態のクェンチを引き起
こす巻き線部の限界核発熱率ｈｃの差△ｈとする。近未
来の時刻ｔにおいて△ｈが正、すなわち、予測値ｈ(x1、
t)が限界値ｈｃを越える場合には、核融合出力を低下さ
せるために、加熱装置６、燃料注入装置７、排気装置８
へ信号を出力する。
【００２６】以上のように、本発明では、超伝導マグネ
ットの巻き線部の核発熱率が、超伝導状態のクェンチす
る核発熱率の限界値を越えることがないので、核融合装
置の超伝導マグネットの信頼性を向上させることができ
る。
ットの巻き線部の核発熱率が、超伝導状態のクェンチす
る核発熱率の限界値を越えることがないので、核融合装
置の超伝導マグネットの信頼性を向上させることができ
る。
【００２７】プラズマ対向面の温度計測装置１３は、遮
蔽体の手薄な部分のプラズマ対向面の温度を計測する。
図では赤道面のトーラス軸側の第一壁表面温度を測定し
ている。種々の時刻における赤道面の第一壁表面温度の
測定値の信号ｅをプラズマ対向面温度からの巻き線部の
核発熱率予測装置１４に入力する。
蔽体の手薄な部分のプラズマ対向面の温度を計測する。
図では赤道面のトーラス軸側の第一壁表面温度を測定し
ている。種々の時刻における赤道面の第一壁表面温度の
測定値の信号ｅをプラズマ対向面温度からの巻き線部の
核発熱率予測装置１４に入力する。
【００２８】プラズマ対向面温度からの超伝導マグネッ
トの巻き線部の核発熱率予測装置１４から巻き線部の核
発熱率の信号ｂ2として核融合出力制御装置11に入力さ
れる。核融合出力制御装置１１からは、核融合出力を変
化させるための加熱装置６への信号C1、核融合出力を変
化させるための燃料注入装置７への信号C2、核融合出力
を変化させるための排気装置８への信号C3として、各装
置へ入力され核融合出力が制御される。
トの巻き線部の核発熱率予測装置１４から巻き線部の核
発熱率の信号ｂ2として核融合出力制御装置11に入力さ
れる。核融合出力制御装置１１からは、核融合出力を変
化させるための加熱装置６への信号C1、核融合出力を変
化させるための燃料注入装置７への信号C2、核融合出力
を変化させるための排気装置８への信号C3として、各装
置へ入力され核融合出力が制御される。
【００２９】さらに、ブランケット・遮蔽体・真空容器
２内部で発生する熱エネルギーにより、高温になる冷却
水Ｃの温度を検出するために冷却水温度計測装置１５’
が設けられる。温度計測装置１５の出力信号ｆから超伝
導マグネットの巻き線部の核発熱率を予測する核発熱率
予測装置１５から巻き線部の核発熱率の信号ｂ3として
核融合出力制御装置11に入力される。核発熱率予測装置
１５は、図４に示すような演算を実行する。核融合出力
制御装置１１からは、核融合出力を変化させるための加
熱装置６への信号C1、核融合出力を変化させるための燃
料注入装置７への信号C2、核融合出力を変化させるため
の排気装置８への信号C3として、各装置へ入力され核融
合出力が制御される。
２内部で発生する熱エネルギーにより、高温になる冷却
水Ｃの温度を検出するために冷却水温度計測装置１５’
が設けられる。温度計測装置１５の出力信号ｆから超伝
導マグネットの巻き線部の核発熱率を予測する核発熱率
予測装置１５から巻き線部の核発熱率の信号ｂ3として
核融合出力制御装置11に入力される。核発熱率予測装置
１５は、図４に示すような演算を実行する。核融合出力
制御装置１１からは、核融合出力を変化させるための加
熱装置６への信号C1、核融合出力を変化させるための燃
料注入装置７への信号C2、核融合出力を変化させるため
の排気装置８への信号C3として、各装置へ入力され核融
合出力が制御される。
【００３０】このように、超伝導マグネットの巻き線部
の核発熱率が、超伝導状態のクェンチする核発熱率の限
界値を越えることがないので、核融合装置の超伝導マグ
ネットの信頼性を向上させることができる。
の核発熱率が、超伝導状態のクェンチする核発熱率の限
界値を越えることがないので、核融合装置の超伝導マグ
ネットの信頼性を向上させることができる。
【００３１】上記の実施の形態では３つの制御装置、す
なわち（Ａ）前記超伝導マグネットの近傍に設置した中
性子束計測装置と、前記中性子束計測装置によって測定
された中性子束から前記超伝導マグネットの巻き線部の
核発熱率を予測するデータ処理装置と、予測された核発
熱率の情報と巻き線部のクエンチ限界核発熱率とを比較
し、核融合出力を変化させる制御系からなる第一の制御
装置、（Ｂ）前記超伝導マグネットの近傍に設置したガ
ンマ線束計測装置と、前記ガンマ線束計測装置によって
測定されたガンマ線束から前記超伝導マグネットの巻き
線部の核発熱率を予測するデータ処理装置と、予測され
た核発熱率の情報から核融合出力を変化させる制御系か
らなる第２の制御装置、（Ｃ）前記核融合装置の遮蔽体
の手薄な部分のプラズマ対向面、たとえば、中央断面の
第一壁、あるいは、ダイバータ表面、の表面温度を検出
する計測装置と、前記表面温度計測装置によって測定さ
れた表面温度から第一壁中性子負荷を予測し、その第一
壁中性子負荷から該超伝導マグネットの巻き線部の核発
熱率を予測するデータ処理装置と、予測された核発熱率
の情報から核融合出力を変化させる制御系からなる第３
の制御装置、（Ｄ）前記核融合装置を冷却する冷却水を
循環させる装置と、前記冷却水の温度を検出する計測装
置と、前記冷却水温度計測装置によって測定された冷却
水温度から前記超伝導マグネットの巻き線部の核発熱率
を予測するデータ処理装置と、予測された核発熱率の情
報から核融合出力を変化させる制御系からなる第４の制
御装置を備えているが、本発明を実施するに当ってはそ
のうち少なくとも一つの制御装置を使用することができ
る。
なわち（Ａ）前記超伝導マグネットの近傍に設置した中
性子束計測装置と、前記中性子束計測装置によって測定
された中性子束から前記超伝導マグネットの巻き線部の
核発熱率を予測するデータ処理装置と、予測された核発
熱率の情報と巻き線部のクエンチ限界核発熱率とを比較
し、核融合出力を変化させる制御系からなる第一の制御
装置、（Ｂ）前記超伝導マグネットの近傍に設置したガ
ンマ線束計測装置と、前記ガンマ線束計測装置によって
測定されたガンマ線束から前記超伝導マグネットの巻き
線部の核発熱率を予測するデータ処理装置と、予測され
た核発熱率の情報から核融合出力を変化させる制御系か
らなる第２の制御装置、（Ｃ）前記核融合装置の遮蔽体
の手薄な部分のプラズマ対向面、たとえば、中央断面の
第一壁、あるいは、ダイバータ表面、の表面温度を検出
する計測装置と、前記表面温度計測装置によって測定さ
れた表面温度から第一壁中性子負荷を予測し、その第一
壁中性子負荷から該超伝導マグネットの巻き線部の核発
熱率を予測するデータ処理装置と、予測された核発熱率
の情報から核融合出力を変化させる制御系からなる第３
の制御装置、（Ｄ）前記核融合装置を冷却する冷却水を
循環させる装置と、前記冷却水の温度を検出する計測装
置と、前記冷却水温度計測装置によって測定された冷却
水温度から前記超伝導マグネットの巻き線部の核発熱率
を予測するデータ処理装置と、予測された核発熱率の情
報から核融合出力を変化させる制御系からなる第４の制
御装置を備えているが、本発明を実施するに当ってはそ
のうち少なくとも一つの制御装置を使用することができ
る。
【００３２】
【発明の効果】本発明の核融合装置の超伝導マグネット
保護装置では、中性子束、ガンマ線束、表面温度、冷却
水の温度等の計測装置を装着し、その測定値を基に近未
来での巻き線部核発熱率を予測する装置を装着し、その
予測値により核融合出力制御装置により、超伝導マグネ
ットの巻き線部の核発熱率が、超伝導状態のクェンチす
る核発熱率の限界値を越えることがないように制御でき
るので、核融合装置の超伝導マグネットの信頼性を向さ
せることができる。
保護装置では、中性子束、ガンマ線束、表面温度、冷却
水の温度等の計測装置を装着し、その測定値を基に近未
来での巻き線部核発熱率を予測する装置を装着し、その
予測値により核融合出力制御装置により、超伝導マグネ
ットの巻き線部の核発熱率が、超伝導状態のクェンチす
る核発熱率の限界値を越えることがないように制御でき
るので、核融合装置の超伝導マグネットの信頼性を向さ
せることができる。
【図１】本発明の一実施形態例である核融合装置の超伝
導マグネット保護装置のシステム概念を示す図である。
導マグネット保護装置のシステム概念を示す図である。
【図２】本発明の中性子束ガンマ線束からの巻き線部核
発熱率予測装置の演算の流れを示す図である。
発熱率予測装置の演算の流れを示す図である。
【図３】本発明の核融合出力制御装置の演算の流れを示
す図である。
す図である。
【図４】本発明の冷却水温度からの巻き線部核発熱率予
測装置の演算の流れを示す図である。
測装置の演算の流れを示す図である。
【図５】従来の核融合出力制御系のシステム概念を示す
図である。
図である。
１…プラズマ、２…ブランケット・遮蔽体・真空容器、
３…超伝導マグネット、４…センターソレノイドコイ
ル、５…中性子束およびガンマ線束計測装置、６…加熱
装置、７…燃料注入装置、８…排気ポンプ、９…熱交換
機、10…中性子束ガンマ線束からの巻き線部核発熱率予
測装置、11…核融合出力制御装置、12…核融合出力計測
装置、13…プラズマ対向面の温度計測装置、14…プラズ
マ対向面温度からの巻き線部の核発熱率予測装置、Ａ…
プラズマからの輻射、荷電粒子、中性子、ガンマ線の放
出、Ｂ…冷却水の流入方向、Ｃ…冷却水の流出方向、ａ
…中性子束およびガンマ線束の計測信号、ｂ…推定され
た超伝導マグネットの巻き線部の核発熱率として出力さ
れた信号、C1…核融合出力を変化させるための加熱装置
６への信号、C2…核融合出力を変化させるための燃料注
入装置７への信号、C3…核融合出力を変化させるための
排気装置８への信号、ｄ…核融合出力計測値の信号、ｅ
…赤道面の第一壁表面温度の測定値の信号、15’…冷却
水温度計測装置。
３…超伝導マグネット、４…センターソレノイドコイ
ル、５…中性子束およびガンマ線束計測装置、６…加熱
装置、７…燃料注入装置、８…排気ポンプ、９…熱交換
機、10…中性子束ガンマ線束からの巻き線部核発熱率予
測装置、11…核融合出力制御装置、12…核融合出力計測
装置、13…プラズマ対向面の温度計測装置、14…プラズ
マ対向面温度からの巻き線部の核発熱率予測装置、Ａ…
プラズマからの輻射、荷電粒子、中性子、ガンマ線の放
出、Ｂ…冷却水の流入方向、Ｃ…冷却水の流出方向、ａ
…中性子束およびガンマ線束の計測信号、ｂ…推定され
た超伝導マグネットの巻き線部の核発熱率として出力さ
れた信号、C1…核融合出力を変化させるための加熱装置
６への信号、C2…核融合出力を変化させるための燃料注
入装置７への信号、C3…核融合出力を変化させるための
排気装置８への信号、ｄ…核融合出力計測値の信号、ｅ
…赤道面の第一壁表面温度の測定値の信号、15’…冷却
水温度計測装置。
Claims (7)
- 【請求項１】 超伝導マグネットにより発生する磁場で
閉じ込められたプラズマを有する核融合装置と、前記超
伝導マグネットの近傍に設置した中性子束計測装置と、
前記中性子束計測装置によって測定された中性子束から
前記超伝導マグネットの巻き線部の核発熱率を予測する
データ処理装置と、予測された核発熱率の情報と巻き線
部のクエンチ限界核発熱率とを比較し、核融合出力を変
化させる制御系を有することを特徴とする核融合装置の
超伝導マグネット保護装置。 - 【請求項２】 特許請求の範囲第１項において、前記中
性子束計測装置を前記核融合装置の遮蔽体の手薄な部
分、例えば、中央断面の真空容器と超伝導マグネットの
間、あるいは、ダイバータ背後の真空容器と超伝導マグ
ネットの間、に設置した核融合装置の超伝導マグネット
保護装置。 - 【請求項３】 超伝導マグネットにより発生する磁場で
閉じ込められたプラズマを有する核融合装置と、前記超
伝導マグネットの近傍に設置したガンマ線束計測装置
と、前記ガンマ線束計測装置によって測定されたガンマ
線束から前記超伝導マグネットの巻き線部の核発熱率を
予測するデータ処理装置と、予測された核発熱率の情報
から核融合出力を変化させる制御系を有することを特徴
とする核融合装置の超伝導マグネット保護装置。 - 【請求項４】 請求項３において、前記ガンマ線束計測
装置を核融合装置の遮蔽体の手薄な部分、例えば、中央
断面の真空容器と超伝導マグネットの間、あるいは、ダ
イバータ背後の真空容器と超伝導マグネットの間、に設
置した核融合装置の超伝導マグネット保護装置。 - 【請求項５】 超伝導マグネットにより発生する磁場で
閉じ込められたプラズマを有する核融合装置と、前記核
融合装置の遮蔽体の手薄な部分のプラズマ対向面、例え
ば、中央断面の第一壁、あるいは、ダイバータ表面、の
表面温度を検出する計測装置と、前記表面温度計測装置
によって測定された表面温度から第一壁中性子負荷を予
測し、その第一壁中性子負荷から該超伝導マグネットの
巻き線部の核発熱率を予測するデータ処理装置と、予測
された核発熱率の情報から核融合出力を変化させる制御
系を有することを特徴とする核融合装置の超伝導マグネ
ット保護装置。 - 【請求項６】 超伝導マグネットにより発生する磁場で
閉じ込められたプラズマを有する核融合装置と、前記核
融合装置を冷却する冷却水を循環させる装置と、前記冷
却水の温度を検出する計測装置と、前記冷却水温度計測
装置によって測定された冷却水温度から前記超伝導マグ
ネットの巻き線部の核発熱率を予測するデータ処理装置
と、予測された核発熱率の情報から核融合出力を変化さ
せる制御系を有することを特徴とする核融合装置の超伝
導マグネット保護装置。 - 【請求項７】 超伝導マグネットにより発生する磁場で
閉じ込められたプラズマを有する核融合装置と、（Ａ）
前記超伝導マグネットの近傍に設置した中性子束計測装
置と、前記中性子束計測装置によって測定された中性子
束から前記超伝導マグネットの巻き線部の核発熱率を予
測するデータ処理装置と、予測された核発熱率の情報と
巻き線部のクエンチ限界核発熱率とを比較し、核融合出
力を変化させる制御系からなる第一の制御装置、（Ｂ）
前記超伝導マグネットの近傍に設置したガンマ線束計測
装置と、前記ガンマ線束計測装置によって測定されたガ
ンマ線束から前記超伝導マグネットの巻き線部の核発熱
率を予測するデータ処理装置と、予測された核発熱率の
情報から核融合出力を変化させる制御系からなる第２の
制御装置、（Ｃ）前記核融合装置の遮蔽体の手薄な部分
のプラズマ対向面、たとえば、中央断面の第一壁、ある
いは、ダイバータ表面、の表面温度を検出する計測装置
と、前記表面温度計測装置によって測定された表面温度
から第一壁中性子負荷を予測し、その第一壁中性子負荷
から該超伝導マグネットの巻き線部の核発熱率を予測す
るデータ処理装置と、予測された核発熱率の情報から核
融合出力を変化させる制御系からなる第３の制御装置、
（Ｄ）前記核融合装置を冷却する冷却水を循環させる装
置と、前記冷却水の温度を検出する計測装置と、前記冷
却水温度計測装置によって測定された冷却水温度から前
記超伝導マグネットの巻き線部の核発熱率を予測するデ
ータ処理装置と、予測された核発熱率の情報から核融合
出力を変化させる制御系からなる第４の制御装置の内、
少なくとも一つの制御装置を備えたことを特徴とする核
融合装置の超伝導マグネット保護装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP8036117A JPH09230074A (ja) | 1996-02-23 | 1996-02-23 | 核融合装置の超伝導マグネット保護装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP8036117A JPH09230074A (ja) | 1996-02-23 | 1996-02-23 | 核融合装置の超伝導マグネット保護装置 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH09230074A true JPH09230074A (ja) | 1997-09-05 |
Family
ID=12460844
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP8036117A Pending JPH09230074A (ja) | 1996-02-23 | 1996-02-23 | 核融合装置の超伝導マグネット保護装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH09230074A (ja) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN110031702A (zh) * | 2019-04-24 | 2019-07-19 | 深圳供电局有限公司 | 一种并联结构超导带材失超传播特征的测量系统及方法 |
| US11776721B2 (en) | 2016-10-31 | 2023-10-03 | Tokamak Energy Ltd | Quench protection in high-temperature superconducting magnets |
-
1996
- 1996-02-23 JP JP8036117A patent/JPH09230074A/ja active Pending
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US11776721B2 (en) | 2016-10-31 | 2023-10-03 | Tokamak Energy Ltd | Quench protection in high-temperature superconducting magnets |
| CN110031702A (zh) * | 2019-04-24 | 2019-07-19 | 深圳供电局有限公司 | 一种并联结构超导带材失超传播特征的测量系统及方法 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| EP3940725B1 (en) | Toroidal field coil assembly | |
| EP3347905B1 (en) | Quench protection in superconducting magnets | |
| Spagnuolo et al. | Development of load specifications for the design of the breeding blanket system | |
| Pautasso et al. | The ITER disruption mitigation trigger: developing its preliminary design | |
| US8397760B2 (en) | Electromagnetic flow regulator, system, and methods for regulating flow of an electrically conductive fluid | |
| US4349853A (en) | Strong magnetic field generator and method of operating the same | |
| JPH09230074A (ja) | 核融合装置の超伝導マグネット保護装置 | |
| US9008257B2 (en) | Electromagnetic flow regulator, system and methods for regulating flow of an electrically conductive fluid | |
| Saito et al. | Suppression of secondary electrons from an endplate of a tandem mirror by use of a biased mesh | |
| US4349506A (en) | Thermomagnetic burn control for magnetic fusion reactor | |
| US8453330B2 (en) | Electromagnet flow regulator, system, and methods for regulating flow of an electrically conductive fluid | |
| US8781056B2 (en) | Electromagnetic flow regulator, system, and methods for regulating flow of an electrically conductive fluid | |
| US20120087455A1 (en) | Electromagnetic flow regulator, system, and methods for regulating flow of an electrically conductive fluid | |
| USH24H (en) | Toroidal midplane neutral beam armor and plasma limiter | |
| US20240047089A1 (en) | Shielded electromagnetic pumps for nuclear reactors | |
| US8584692B2 (en) | Electromagnetic flow regulator, system, and methods for regulating flow of an electrically conductive fluid | |
| JP2739159B2 (ja) | トロイダルマグネット | |
| JP3378428B2 (ja) | Ｌｐｒｍ検出器集合体 | |
| JPH10239472A (ja) | 核融合炉放射線遮蔽体 | |
| Kuroda et al. | Technical considerations on tritium breeding blanket systems for a fusion power reactor | |
| JPS6252487A (ja) | 核融合炉のプラズマ制御装置 | |
| Parmer et al. | Mirror advanced reactor superconducting magnet set design | |
| WO2023096852A1 (en) | Mitigation of attenuating effects from ionizing radiation in silica optical fibers by photobleaching | |
| PARMER et al. | 1. General Requirements | |
| Peuron et al. | Thermomagnetic control of the operating point of magnetic fusion reactors |