純チタン管を用いた試験用超伝導コイルの開発; 国際熱核融合実験炉(ITER)の実現を目指して

Development of superconducting test coil using titanium pipe; To aim for construction of the International Thermonuclear Engineering Reactor (ITER)

中嶋 秀夫

Nakajima, Hideo

国際熱核融合実験炉(ITER)を目指した超伝導モデル・コイル計画の一環として、トロイダル磁場コイル(TFコイル)用の純チタン管を用いた試験用超伝導コイルの製作・試験が日本原子力研究所及びロシア・エフレモフ電気物理工学研究所の協力で進められた。その結果、この試験コイルは、モデル・コイルが発生する13テスラの磁場中で、電流値4万6千アンペアで通電され、ITER TFコイルで要求される性能を実証した。この試験コイルの特徴は、ジャケットと超伝導線材の熱収縮量の違いで発生する熱ひずみによる超伝導特性の劣化を防止するため、ジャケットとしてチタン管を使用したことである。また、原研と新日本製鐵(株)との共同開発に基づき、酸素含有量0.106%のロシア製チタン管が今回使用された。本報では、超伝導コイルに純チタン管を使用する利点と純チタン応用のために行った研究開発成果について簡単に解説する。

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