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礒野 高明; 河野 勝己; 濱田 一弥; 松井 邦浩; 布谷 嘉彦; 原 英治*; 加藤 崇; 安藤 俊就*; 奥野 清; 坊野 敬昭*; et al.
Physica C, 392-396(Part2), p.1219 - 1224, 2003/10
核融合応用を目的として、4.2Kへの熱浸入の少ない60kA高温超伝導(HTS)電流リードの開発及び試験を行った。本HTS電流リードは、低熱浸入量だけではなく、事故時の安全性も考慮した設計となっている。HTS電流リードは、強制冷凍の銅リード部と伝導冷却のHTSリード部から構成される。HTSリード部は、288本の銀合金シース型Bi-2223テープをステンレスのチューブ上に円筒状に配置しており、自己磁場のテープに対して垂直な成分を減少させることにより、HTSの臨界電流の低下を抑える工夫を行っている。さらに銀合金として、熱伝導を減少させるため10%の金を含んだ銀を使用している。HTS部の直径は146mm,長さは300mmである。試験の結果、世界最高記録である60kA通電に成功した。この時の銅リード部の冷媒条件は入口温度20Kで冷媒流量3.2g/s,4.2Kへの熱浸入量は5.5Wであり、冷凍機電力としては従来の電流リードと比較して1/3まで減らすことができた。この結果により、核融合用大型HTS電流リードの技術が確立できた。
礒野 高明; 濱田 一弥; 安藤 俊就; 辻 博史; 保川 幸雄*; 富岡 章*; 野澤 正信*; 今野 雅行*; 榊 喜善*
IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 9(2), p.519 - 522, 1999/06
被引用回数：8 パーセンタイル：51.48(Engineering, Electrical & Electronic)高温超電導(HTS)電流リードをITERに応用するには、熱侵入量の低減だけではなく、フォルト時の安全性も重要である。Bi-2223(HTS)材の銀シーステープを使用し、10kA級の電流リードを開発し、14.5kAまで試験を行った。特徴として、HTS材の周囲に磁性体を配置することで、磁界による臨界電流値の低下を抑えた機構を採用している。実験結果として、低い熱侵入量、高い安全性や磁性体の効果が確認できた。
本田 忠明*; 松井 邦浩; 濱田 一弥; 西田 和彦*; 加藤 崇; 辻 博史; 飯田 文雄*; 吉田 清; 保川 幸雄*; 樋上 久彰*; et al.
Proc. of 16th Int. Cryogenic Engineering Conf. /Int. Cryogenic Materials Conf., 0, p.135 - 138, 1996/00
ITER超電導コイルは、20個のトロイダル磁場コイル、中心ソレノイドコイル、7個のポロイダル磁場コイルからなる。このコイルシステムを動作させるため、電流リードと超電導ブスバーを介して電力が供給され、配管を介して冷媒が供給される。電力、冷媒供給設備と超電導コイルの取合機器として、23台のコイルターミナルボックスがクライオスタット近傍に設置される。電気絶縁、電位、断熱、真空、設置空間の設計条件を考慮して、コイルターミナルボックスの設計を行った。本発表では、超電導コイルと電力、冷媒供給設備の取合条件と取合機器の基本設計結果を紹介する。
高橋 良和; 杉本 誠; 松井 邦浩; 高野 克敏*; 野沢 正信*; 小泉 徳潔; 布谷 嘉彦; 中嶋 秀夫; 加藤 崇; 西田 和彦*; et al.
Proc. of 16th Int. Cryogenic Engineering Conf. /Int. Cryogenic Materials Conf., 0, p.795 - 798, 1996/00
核融合装置及びそれに用いる超電導導体の試験装置用として、50kA級強制冷却型電流リードを開発した。強制冷却型電流リードは、従来の蒸発ガス冷却型のものと比較して、液体ヘリウムの貯層がない分小型化され、また運転が容易である。また、蒸発ガス冷却型は、垂直方向でしか使用できないが、ガス冷却型は、垂直及び水平方向にも用いられるので、その取り付け方法にも、裕度が広がる。50kA級のものを製作する前に、15kA級のものを製作し、実験を行った。この結果をもとにして、50kA級のものを設計・製作した。15kA級の実験結果及び50kA級の設計について報告する。
杉本 誠; 吉田 清; 長谷川 満*; 小泉 興一; 中嶋 秀夫; 今野 雅行*; 伊藤 郁夫*; 榊 喜善*; 保川 幸雄*; 佐々木 崇*; et al.
Fusion Technology 1990, p.1530 - 1534, 1991/00
核融合実験炉(FER)用超電導磁石システムの支持構造物の機械試験を行なった。FER用超電導磁石システムには巨大な電磁力が作用する。このため構造支持に不可欠のものであるが、炉の構造上充分な空間を確保できぬ可能性があるため、種々の検討が行われている。本発表では、トロイダルコイルのトーラス構造、シェアパネル支持およびポロイダルコイルの剛性に関する実験を行い、これらの構造支持物の健全性評価及び実機応用について考察を行なった。FERのTFコイル支持では、ウエッジ支持およびシェアパネル支持が提唱されている。これらは巨大の圧縮力、およびせん断力をうける。このためウェッジ支持部では摩擦力を有効に利用した支持法について検討を行なった。ポロイダルコイルについてはCSコイル、EFコイルの剛性評価を定量的に検討した。
多田 栄介; 高橋 良和; 山口 方士*; 檜山 忠雄; 加藤 崇; 押切 雅幸*; 河野 勝己; 島本 進; 石原 昭*; 榊 喜善*; et al.
Advances in Cryogenic Engineering, Vol.31, p.225 - 233, 1986/00
原研では、核融合炉超電導コイルに必要な30KA-20KV級ガス冷却式電流リードの開発を行っている。これまでに、3KA、6KA及び15KA級電流リードの性能試験を終了し、理想的な自己冷却条件を満足していることが明らかとなった。本報告は、大電流ガス冷却式電流リードの開発計画、15KA級電流リード性能試験結果及び解析との比較について示す。
