JPS63121782A - Plasma surface-position controller - Google Patents
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Abstract
(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。(57) [Summary] This bulletin contains application data before electronic filing, so abstract data is not recorded.
Description
【発明の詳細な説明】
〔産業上の利用分野〕
本発明はトーラス型核融合装置のプラズマ制御装置に係
り、特に、ダイバータ配位プラズマの表面位置の高速、
かつ、高精度の測定及び帰還制御に好適なプラズマ表面
位置制御装置に関する。[Detailed Description of the Invention] [Field of Industrial Application] The present invention relates to a plasma control device for a torus-type nuclear fusion device, and in particular, the present invention relates to a plasma control device for a torus-type nuclear fusion device, and in particular, to
The present invention also relates to a plasma surface position control device suitable for highly accurate measurement and feedback control.
従来、プラズマ表面装置の帰還制御は、シアエリエム９
６８９ （Ｊ ＡＥ ＲＩ −Ｍ−９６８９）で詳しく
論じられている。この方法を、第２図により説明する。Conventionally, feedback control of plasma surface equipment has been performed using the Sea Elym 9
689 (J AE RI-M-9689). This method will be explained with reference to FIG.
図において、１はプラズマ、２はポロイダルコイルであ
る。プラズマの断面形状の制御は、磁束ループ５ｂ〜５
ｄにより計測された磁束関数値の差によってプラズマ表
面の変形を検知し、あるいは、磁束ループ５ａ及び５ｄ
により計測された磁束関数値の比から演算装置７により
プラズマの楕円度を推定して、個々のポロイダルコイル
２ａ〜２ｄの電流値を、差動増幅器９及び制御装置８に
より制御する。この方法によれば、ダイバータ配位プラ
ズマの断面形状の歪み具合や楕円度などを帰還制御する
ことができる。しかし、プラズマ表面から離れた位置で
の磁束関数値を制御しており、どれほど離れているかを
測定する手段については考慮されておらず、プラズマ表
面位置を帰還制御することはできなかった。In the figure, 1 is plasma and 2 is a poloidal coil. The cross-sectional shape of the plasma is controlled by magnetic flux loops 5b to 5.
The deformation of the plasma surface is detected based on the difference in the magnetic flux function values measured by the magnetic flux loops 5a and 5d.
The arithmetic device 7 estimates the ellipticity of the plasma from the ratio of the magnetic flux function values measured by the above, and the differential amplifier 9 and the control device 8 control the current values of the individual poloidal coils 2a to 2d. According to this method, the degree of distortion and ellipticity of the cross-sectional shape of the divertor coordination plasma can be feedback-controlled. However, the magnetic flux function value is controlled at a position far from the plasma surface, and no consideration has been given to a means to measure how far away the plasma surface position is, making it impossible to feedback control the plasma surface position.
なお、磁気計測に基づくプラズマ表面位置の測定につい
ては、例えば、コンピュータ・フィジックス・コミュニ
ケーションズ３１ （１９８４年）第１４３頁から第１
４８頁（Ｃｏｍｐｕｔ、 Ｐｈｙｓ、 Ｃｏｍｕｍ。Regarding the measurement of the plasma surface position based on magnetic measurement, for example, see Computer Physics Communications 31 (1984), pp. 143 to 1.
Page 48 (Comput, Phys, Coum.
３１ （１９８４）ｐｐ１４３−１４８）において論じ
られている。この方法は、プラズマのボロイダル断面全
体を取り巻くように配置した磁気計測器により測定した
磁束関数値を境界条件として、その内部の磁束関数値を
数値的に求めるもので、プラズマ表面の二次元形状がほ
ぼ完全に求められるという特徴がある。しかし、この方
法では、複雑な数値計算が必要であるため、プラズマ表
面位置を求めるためには、現存の大型計算機で数秒のＣ
ＰＵ時間を要し、プラズマ表面位置制御装置のための測
定方法として用いることはできない。31 (1984) pp 143-148). In this method, the internal magnetic flux function value is numerically determined using the magnetic flux function value measured by a magnetic measuring instrument placed so as to surround the entire boroidal cross section of the plasma as a boundary condition, and the two-dimensional shape of the plasma surface is It has the characteristic of being almost completely desired. However, this method requires complicated numerical calculations, so in order to determine the plasma surface position, existing large-scale computers require only a few seconds of C.
It requires PU time and cannot be used as a measurement method for plasma surface position control devices.
上記従来技術には、以下の問題点がある。プラズマ表面
位置を計測せずに、プラズマの外側の磁束関数の分布形
を制御する方法では、プラズマの形状は制御できるが、
プラズマ表面と壁との距離は測定できず、制御も不可能
である。また、従来技術によりダイバータ配位のプラズ
マ表面位置を計測するためには、現存の大型計算機で数
秒のＣＰＵ時間を要する。一方、プラズマの表面位置は
、プラズマのベータ値の変化や他の外乱により、１０ミ
リ秒の時間スケールで変化し、これを制御するためのプ
ラズマ表面位置の測定には、１ミリ秒あるいはそれ以下
の応答時間が要求される。従って、従来技術によりプラ
ズマ表面位置を計測し、高速な帰還制御を行なうことは
不可能である。The above conventional technology has the following problems. Although the shape of the plasma can be controlled by the method of controlling the distribution shape of the magnetic flux function outside the plasma without measuring the plasma surface position,
The distance between the plasma surface and the wall cannot be measured or controlled. Furthermore, in order to measure the plasma surface position of the divertor configuration using the conventional technique, several seconds of CPU time are required on existing large-scale computers. On the other hand, the plasma surface position changes on a time scale of 10 milliseconds due to changes in the plasma beta value and other disturbances, and the measurement of the plasma surface position to control this changes in 1 millisecond or less. response time is required. Therefore, it is impossible to measure the plasma surface position and perform high-speed feedback control using conventional techniques.
本発明の目的は、１ミリ秒以下の時間でダイバータ配位
プラズマの表面位置を精度良く測定し、さらにその帰還
制御を行なうプラズマ表面位置制御装置を提供すること
にある。An object of the present invention is to provide a plasma surface position control device that accurately measures the surface position of divertor-coordinated plasma in a time of 1 millisecond or less and performs feedback control.
上記目的は、ダイバータ配位プラズマのヌル点付近に、
−直線上に並んだ三個以上の磁気計測器群を三列以上配
置し、ヌル点での磁束関数値を算出する演算装置を設け
、プラズマ表面との距離を制御すべき点に置いた磁気計
測器の信号と磁束関数値とからプラズマ表面位置を算出
し、ポロイダルコイルの電流値を制御する制御装置を設
けることにより達成される。但し、ヌル点付近に配置す
る一直線上に並んだ三個以上の磁気計測器群三列以上と
は、必ずしも、九個以上の磁気計測器を示すものではな
く、第６図に示すように八個以下の磁気計測器５ａ〜５
ｅ、６ａ〜６Ｃにより構成することもできる。The above purpose is to
- Arrange three or more magnetic measuring instruments in three or more rows in a straight line, install an arithmetic device to calculate the magnetic flux function value at the null point, and set the magnetic field at the point where the distance to the plasma surface is to be controlled. This is achieved by providing a control device that calculates the plasma surface position from the signal of the measuring instrument and the magnetic flux function value and controls the current value of the poloidal coil. However, three or more rows of three or more magnetic measuring instruments arranged in a straight line near the null point does not necessarily mean nine or more magnetic measuring instruments; Magnetic measuring instruments 5a to 5
It can also be configured by e, 6a to 6C.
ヌル点付近に配置した一直線上に並んだ三個以上の磁気
計測器群三列以上の信号から、磁束関数の空間的な鞍点
であるヌル点での磁束関数値が高速、かつ、高精度に測
定される。鞍点を求めるためには、一方向について極大
値を求め、その極大値の中の極小値を求めることが必要
であるため、磁気計測器群は、−直線上に並ぶものが三
個以上であること、及び、その並びが三列以上であるこ
とが必要である。こうして算出されたヌル点の磁束関数
値はプラズマ表面での磁束関数値である。The magnetic flux function value at the null point, which is the spatial saddle point of the magnetic flux function, can be determined quickly and with high precision from the signals from three or more rows of three or more magnetic measuring instruments arranged in a straight line near the null point. be measured. In order to find the saddle point, it is necessary to find the local maximum value in one direction and then find the local minimum value within that maximum value. It is necessary that the number of rows is three or more. The magnetic flux function value at the null point thus calculated is the magnetic flux function value at the plasma surface.
プラズマ表面との距離を制御すべき点に置いた磁気計測
器の信号とプラズマ表面での磁束関数値とから、プラズ
マ表面の位置を計測する。あらかじめ設定したプラズマ
表面位置と、計測したプラズマ表面位置との差に応じて
ポロイダルコイルに流れる電流を制御することにより、
プラズマ表面位置を高速に帰還制御することができる。The position of the plasma surface is measured from the signal from a magnetic measuring device placed at a point where the distance to the plasma surface is to be controlled and the magnetic flux function value at the plasma surface. By controlling the current flowing through the poloidal coil according to the difference between the preset plasma surface position and the measured plasma surface position,
The plasma surface position can be feedback-controlled at high speed.
以下、本発明の一実施例を第１図により説明する。第１
図は、本発明によるプラズマ表面位置測定装置を、ダイ
バータ配位プラズマをもつトカマク型核融合装置に設置
した例を示す図である。１はプラズマ、２はポロイダル
コイル、３は真空容器である。ヌル点４の周囲に、磁束
ループ５８〜５ｆ及び磁気プローグ６ａ〜６Ｃを配置す
る。演算装置７によりヌル点での磁束関数値マ０を算出
する。磁束ループ５ｇ及び磁気プローブ６ｄは、プラズ
マ表面からの距離δを制御すべき位置に置いた磁気計測
器であり、制御装置８により、プラズマ表面からの距離
δを算出し、あらかじめ設定した値δ０との差に基づい
て、ポロイダルコイル２の電流値を制御する。An embodiment of the present invention will be described below with reference to FIG. 1st
The figure is a diagram showing an example in which a plasma surface position measuring device according to the present invention is installed in a tokamak type nuclear fusion device having divertor coordination plasma. 1 is a plasma, 2 is a poloidal coil, and 3 is a vacuum vessel. Around the null point 4, magnetic flux loops 58-5f and magnetic prongs 6a-6C are arranged. The arithmetic unit 7 calculates the magnetic flux function value Ma0 at the null point. The magnetic flux loop 5g and the magnetic probe 6d are magnetic measuring instruments placed at positions where the distance δ from the plasma surface should be controlled, and the control device 8 calculates the distance δ from the plasma surface and sets it to a preset value δ0. The current value of the poloidal coil 2 is controlled based on the difference.
磁束ループ５８〜５ｆ及び磁気プローブ６ａ〜６ｃの幾
何学的配置を、第３図により説明する。The geometric arrangement of the magnetic flux loops 58-5f and the magnetic probes 6a-6c will be explained with reference to FIG.
第３図は、第１図のヌル点４の部分の拡大図である。磁
束ループ５ａ、５ｂ及び磁気プローブ６ａは、−直線上
になるよう配置する。磁気プローブ６ａは、磁束ループ
５ａ及び５ｂを結ぶ直線と垂直な方向、すなやち、高さ
方向のボロイダル磁場の磁束密度成分を測定するように
設置する。磁束ループ５ａ及び磁気プローブ６ａの距離
は、この二つを結ぶ線分上で、磁束関数が極大値をもち
、かつ、変曲点を持たない位置であればよい。磁束ルー
プ５ｂは、線分からの距離Δが次式を満たすよう設置す
る。FIG. 3 is an enlarged view of the null point 4 in FIG. The magnetic flux loops 5a, 5b and the magnetic probe 6a are arranged on a straight line. The magnetic probe 6a is installed so as to measure the magnetic flux density component of the voloidal magnetic field in a direction perpendicular to the straight line connecting the magnetic flux loops 5a and 5b, that is, in the height direction. The distance between the magnetic flux loop 5a and the magnetic probe 6a may be any position on the line segment connecting these two, where the magnetic flux function has a maximum value and does not have an inflection point. The magnetic flux loop 5b is installed so that the distance Δ from the line segment satisfies the following formula.
ここに、ψ＝ψ（ｒ、ｚ）は磁束関数値であり、δ曹は
磁束ループの設置誤差以外の原因による計測誤差である
。Here, ψ=ψ(r, z) is a magnetic flux function value, and δ is a measurement error due to a cause other than the installation error of the magnetic flux loop.
磁束ループ５ｃ、５ｄと磁気プローブ６ｂ、及び、磁束
ループ５ｅ、５ｆと磁気プローブ６ｃも、磁束ループ５
ａ、５ｂと磁気プローブ６ａと同様の位置関係になるよ
うに配置する。The magnetic flux loops 5c and 5d and the magnetic probe 6b, and the magnetic flux loops 5e and 5f and the magnetic probe 6c are also the magnetic flux loop 5.
a, 5b and the magnetic probe 6a so as to have the same positional relationship.
また、各々が構成する線分上で、磁束関数が極大値をと
る点を結ぶ線分上において、磁束関数が極小値をもち、
かつ、変曲点を持たないように設置する。また、隣り合
う三個の磁気計測器群間の距離、たとえば、磁気計測器
群５ａ、５ｂ、６ａと５ｃ、５ｄ、６ｂとの距離は、各
々が構成する線分上での磁束関数の極大値の差が、一つ
一つの磁束ループによる磁束関数の測定誤差よりも大き
くなるだけの距離とする。磁束ループ５ａ〜５ｆ及び磁
気プローブ６ａ〜６ｃの信号から、演算装置７により、
ヌル点４での磁束関数値曹０を算出する。演算装置７の
アルゴリズムを、第４回により説明する。磁束ループ５
ａ〜５ｆは、磁束関数値の時間変化に比例する電圧を出
力し、その出力を積分器１０に通すことにより磁束関数
値ψδａ〜ψＢｉを得る。ここで添字は、第１図及び第
３図の磁束ループの番号に対応している。磁気プローブ
６８〜６ｃは、磁束密度の時間変化に比例する電圧を出
力し、これを積分器１０に通すことにより磁束密度Ｂｅ
ａ”Ｂｅｃを得る。ここで添字は、第１図及び第３図の
磁気プローブの番号対応している。Also, on the line segments that each constitute, the magnetic flux function has a minimum value on the line segment connecting the points where the magnetic flux function takes the maximum value,
Also, install it so that there are no inflection points. In addition, the distance between three adjacent magnetic measuring instrument groups, for example, the distance between magnetic measuring instrument groups 5a, 5b, 6a and 5c, 5d, 6b, is the maximum of the magnetic flux function on the line segment that each constitutes. The distance is such that the difference in values is greater than the measurement error of the magnetic flux function due to each magnetic flux loop. From the signals of the magnetic flux loops 5a to 5f and the magnetic probes 6a to 6c, the arithmetic unit 7 calculates
Calculate the magnetic flux function value 0 at the null point 4. The algorithm of the arithmetic unit 7 will be explained in the fourth part. magnetic flux loop 5
a to 5f output a voltage proportional to the time change of the magnetic flux function value, and pass the output through the integrator 10 to obtain the magnetic flux function values ψδa to ψBi. Here, the subscripts correspond to the numbers of the magnetic flux loops in FIGS. 1 and 3. The magnetic probes 68 to 6c output a voltage proportional to the time change of the magnetic flux density, and by passing this through the integrator 10, the magnetic flux density Be
a”Bec is obtained, where the subscripts correspond to the numbers of the magnetic probes in FIGS. 1 and 3.
演算器１１ａでは、磁束関数の空間変化を二次式で近似
したときの関数を求める。マ５ａｙマ５ｂ及びＢａａを
入力する演算器１１ａでは、
なる演算をする。ここにｒｌ＊１”２＋ｒ８は第３図に
示すようにそれぞれ、磁束ループ５ａ、５ｂ及び磁気プ
ローブ６ａを設置した位置の主半径である。また、Ｑｌ
、Ｑｌ、Ｑ８はＺ ＝ Ｚ １の高さで、磁束関数を主
半径ｒに関して
Ｗ Ｎｃｔｒ”＋ｅ２．ｒ＋ｃｇ
−（３）のように近似したときの係数である。この係数
Ｃ１〜ｃ８を用いて、演算器１１ｂでは
により、ｚ ＝ ｚ ｘの高さでの磁束関数の極大値Ｔ
ｌを算出する。同様にして、２：２２及びｚ ＝ ｚ
ｓで磁束関数の極大値平２及び曹８を算出する。さらに
演算器１ｉｃにより、磁束関数の鞍点を求める。The arithmetic unit 11a obtains a function when the spatial change of the magnetic flux function is approximated by a quadratic expression. The arithmetic unit 11a which receives the input signals 5a, 5b and Baa performs the following calculation. Here, rl*1''2+r8 are the main radii of the positions where the magnetic flux loops 5a, 5b and the magnetic probe 6a are installed, respectively, as shown in FIG.
, Ql, Q8 is the height of Z = Z 1, and the magnetic flux function is W Nctr''+e2.r+cg with respect to the principal radius r.
- This is the coefficient when approximated as in (3). Using these coefficients C1 to c8, the calculator 11b calculates the maximum value T of the magnetic flux function at the height of z = z x.
Calculate l. Similarly, 2:22 and z = z
The local maximum values of the magnetic flux function H2 and S8 are calculated with s. Furthermore, the saddle point of the magnetic flux function is determined by the computing unit 1ic.
ψ工、マ２及び’Ｆａを入力として、磁束関数のｒ方向
の極大値の２方向変化を
曹＝ Ｑ４Ｚ”＋ｃｓｚ ＋ｃ６ ・
・・（５）のように近似したときの係数を
なる演算により求める。この係数０４〜ｃ６を用いて演
算器ｌｉｄでは
により、ヌル点での磁束数値ψ０を算出する。Using ψ, Ma2, and 'Fa as input, the two-way change in the maximum value of the magnetic flux function in the r direction is expressed as = Q4Z''+csz +c6 ・
...Find the coefficients when approximated as in (5) using the following calculation. Using these coefficients 04 to c6, the arithmetic unit lid calculates the magnetic flux value ψ0 at the null point.
次に、第５図により、制御装置８のアルゴリズムを説明
する。第５図において、積分器１０より、磁束ループ５
ｇの位置での磁束関数ψＷ及び磁気プローブ６ｄの位置
での磁束密度の２方向酸分Ｂ。Next, the algorithm of the control device 8 will be explained with reference to FIG. In FIG. 5, from the integrator 10, the magnetic flux loop 5
The magnetic flux function ψW at the position g and the two-way acid component B of the magnetic flux density at the position of the magnetic probe 6d.
を得る。この二つの値と、演算装置の出力曹０から、演
算器ｌｉｅによりプラズマの表面位置δをにより算出す
る。ここに１’ｗは磁気プローブ６ｄを設置した位置の
主半径である。さらに、次段の演算器１１ｆにおいて、
あらかじめ設定したプラズマ表面位置δ０を用い、次式
によりポロイダハコイルの電流値ＩＣを算出する。get. From these two values and the output 0 of the arithmetic unit, the surface position δ of the plasma is calculated by the arithmetic unit ie. Here, 1'w is the main radius at the position where the magnetic probe 6d is installed. Furthermore, in the next stage arithmetic unit 11f,
Using the plasma surface position δ0 set in advance, the current value IC of the poloid roof coil is calculated by the following equation.
Ｉｃ二Ｉ ｃｏ （１＋α（δ０−δ）） ・・・
（９）ここに■ｃｏは、ポロイダルコイルに実際に流れ
ている電流値であり、αは各コイルにより異なる定数で
ある。Ic2I co (1+α(δ0-δ))...
(9) Here ■co is the current value actually flowing through the poloidal coil, and α is a constant that differs depending on each coil.
本実施例では、式（２） 、 （４） 、 （６）ない
しく９）に示した簡単なデータ処理によりプラズマの表
面位置を測定し帰還制御することができる。これらの処
理は、アナログ回路で実現可能であるため、０．１ミリ
秒の時間スケールの応答時間でプラズマ表面位置の帰還
制御が可能である。In this embodiment, the surface position of the plasma can be measured and feedback controlled by simple data processing shown in equations (2), (4), (6) or 9). Since these processes can be realized with analog circuits, feedback control of the plasma surface position is possible with a response time on a time scale of 0.1 milliseconds.
第６図に、本発明の第二の実施例を示す。磁束ループ５
ａ、５ｂと磁気プローブ６ａは、−直線上にある。磁束
ループ５ａと磁気プローブ６ｂ。FIG. 6 shows a second embodiment of the invention. magnetic flux loop 5
a, 5b and the magnetic probe 6a are on the - straight line. Magnetic flux loop 5a and magnetic probe 6b.
６ｃ及び、磁束ループ５０〜５ｅも、それぞれ−直線上
に並ぶ。このように、−直線上に並ぶ三個の磁気計測器
は、磁束ループを一個以上含めば、残りの計測器の種類
は何でもよい。但し、磁気プローブは、各々が構成して
いる直線と垂直な方向の磁束密度を計測するように設置
する。これらの磁気計測器の信号の処理は、第４図に示
した第一の実施例と同様である。 なお、本発明による
プラズマ表面位置の測定精度を、第７図に示す体系で数
値計算により検証した。第７図は、主半径０．４ｍ、プ
ラズマ半径約０．０７ｍの上下対称なダイバータ配位プ
ラズマをもつ１−カマク型核融合装置に１本発明を適用
した図であり、核融合装置のボロイダル断面の上半面の
みを示している。ポロイダルコイル２の電流値は
Ｐｃ１−４．６４ＫＡＴ
Ｐｃ２＝−−４５，２ＫＡＴ
Ｐｃ３−７８．ＩＫＡＴ
Ｐ ｃ ４−１４ 、７ Ｋ Ａ Ｔ
であり、プラズマ電流は、９．９２ＫＡである。磁束ル
ープ５ａ〜５ｇ及び磁気プローブ６８〜６ｄを配置した
座標（ｒ、ｚ）は第１表のとおりである。6c and the magnetic flux loops 50 to 5e are also aligned on a straight line. In this way, as long as the three magnetic measuring instruments aligned on a straight line include one or more magnetic flux loops, the remaining measuring instruments may be of any type. However, the magnetic probes are installed so as to measure the magnetic flux density in the direction perpendicular to the straight lines that each probe constitutes. The processing of the signals of these magnetic measuring instruments is similar to that of the first embodiment shown in FIG. The measurement accuracy of the plasma surface position according to the present invention was verified by numerical calculation using the system shown in FIG. Figure 7 is a diagram in which the present invention is applied to a 1-Kamak type nuclear fusion device having a vertically symmetrical divertor configuration plasma with a main radius of 0.4 m and a plasma radius of approximately 0.07 m. Only the upper half of the cross section is shown. The current value of the poloidal coil 2 is Pc1-4.64KAT Pc2=--45,2KAT Pc3-78. IKAT P c 4-14 , 7 K AT and the plasma current is 9.92 KA. The coordinates (r, z) at which the magnetic flux loops 5a to 5g and the magnetic probes 68 to 6d are arranged are shown in Table 1.
第 １ 表
このとき、磁気計測器の測定誤差を無視すれば、第４図
に示した演算装置により算出されるプラズマ表面の磁束
関数値曹。及び第５図に示した演算器ｌｉｅにより算出
されるプラズマ表面位置δは第２表のようになる。Table 1 At this time, if the measurement error of the magnetic measuring instrument is ignored, the magnetic flux function value of the plasma surface calculated by the arithmetic device shown in FIG. 4. The plasma surface position δ calculated by the computing unit lie shown in FIG. 5 is as shown in Table 2.
第 ２ 表
プラズマ表面位置の測定誤差はδの１％程度と十分小さ
く、この測定値に基づいてプラズマ表面位置を帰還制御
することができる。Table 2 The measurement error of the plasma surface position is sufficiently small, about 1% of δ, and the plasma surface position can be feedback-controlled based on this measured value.
本発明時によれば、プラズマ表面位置の測定が一ミリ秒
以下で可能となり、この測定に基づくプラズマ表面位置
、の高速（ＩＫＨｚ以上）な帰還制御が可能となるので
、閉じ込め特性の良いプラズマ放電の維持及び核融合炉
第一壁の保護などを実現することができる。According to the present invention, it is possible to measure the plasma surface position in less than 1 millisecond, and high-speed (IKHz or higher) feedback control of the plasma surface position based on this measurement is possible. It is possible to achieve maintenance and protection of the first wall of the fusion reactor.
第１図は本発明の一実施例をトカマク型核融合装置の系
統図、第２図は従来のプラズマ表面位置の制御図、第３
図は本発明の磁気計測器配置図、第４図は本発明の演算
装置のブロック図、第５図は本発明の制御装置のブロッ
ク図、第６図は本発明の他の実施例の磁気計測器配置図
、第７図は本発明の精度を検証するための計算モデルを
示す図である。
５ａ〜５ｇ・・・磁束ループ、６ａ〜６ｄ・・・磁気プ
ローブ、７・・・磁束関数演算装置、８・・・コイル電
流制御装置。Figure 1 is a system diagram of a tokamak-type nuclear fusion device according to an embodiment of the present invention, Figure 2 is a conventional plasma surface position control diagram, and Figure 3 is a diagram of a conventional plasma surface position control diagram.
4 is a block diagram of the arithmetic unit of the present invention, FIG. 5 is a block diagram of the control device of the present invention, and FIG. 6 is a magnetic measuring device arrangement diagram of another embodiment of the present invention. The measuring instrument arrangement diagram, FIG. 7, is a diagram showing a calculation model for verifying the accuracy of the present invention. 5a to 5g... Magnetic flux loop, 6a to 6d... Magnetic probe, 7... Magnetic flux function calculation device, 8... Coil current control device.
Claims (1)
ポロイダルコイル群に流れる電流値を制御する制御装置
と、前記プラズマの周辺の磁場を測定する磁気計測装置
より成るトーラス型核融合装置において、 ダイバータ配位プラズマのヌル点付近に三列以上並ぶよ
うに配置した各列三個以上の磁気計測器と、前記磁気計
測器の信号からプラズマ表面での磁束関数値を算出する
演算装置と、前記プラズマ表面との距離を制御すべき位
置に置いた磁気計測器と、前記磁気計測器の信号及び前
記プラズマ表面の磁束関数値から前記プラズマ表面の位
置を算出し前記ポロイダルコイル群に流れる電流を決定
する制御装置を設けたことを特徴とするプラズマ表面位
置制御装置。[Claims] 1. A torus-type nuclear fusion device comprising a poloidal coil group that maintains plasma balance, a control device that controls the current value flowing through the poloidal coil group, and a magnetic measurement device that measures the magnetic field around the plasma. , three or more magnetic measuring instruments in each row arranged in three or more rows near the null point of the divertor-coordinated plasma, and an arithmetic device that calculates a magnetic flux function value at the plasma surface from the signals of the magnetic measuring instruments. , a magnetic measuring device placed at a position where the distance to the plasma surface should be controlled, and calculating the position of the plasma surface from the signal of the magnetic measuring device and the magnetic flux function value of the plasma surface, and controlling the current flowing through the poloidal coil group. A plasma surface position control device comprising a control device for determining the position of a plasma surface.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP61267622A JPS63121782A (en) | 1986-11-12 | 1986-11-12 | Plasma surface-position controller |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP61267622A JPS63121782A (en) | 1986-11-12 | 1986-11-12 | Plasma surface-position controller |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS63121782A true JPS63121782A (en) | 1988-05-25 |
Family
ID=17447244
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP61267622A Pending JPS63121782A (en) | 1986-11-12 | 1986-11-12 | Plasma surface-position controller |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS63121782A (en) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN102473463A (en) * | 2009-08-06 | 2012-05-23 | 国立大学法人大阪大学 | Method of determining nuclear fusion irradiation coordinates, device for determining nuclear fusion irradiation coordinates, and nuclear fusion device |
-
1986
- 1986-11-12 JP JP61267622A patent/JPS63121782A/en active Pending
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN102473463A (en) * | 2009-08-06 | 2012-05-23 | 国立大学法人大阪大学 | Method of determining nuclear fusion irradiation coordinates, device for determining nuclear fusion irradiation coordinates, and nuclear fusion device |
| US9230694B2 (en) | 2009-08-06 | 2016-01-05 | Osaka University | Method of determining nuclear fusion irradiation coordinates, device for determining nuclear fusion irradiation coordinates, and nuclear fusion device |
| US9672944B2 (en) | 2009-08-06 | 2017-06-06 | Osaka University | Method of determining nuclear fusion irradiation coordinates, device for determining nuclear fusion irradiation coordinates, and nuclear fusion device |
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