検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 13 件中 1件目~13件目を表示
  • 1

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

論文

Non-destructive examination of jacket sections for ITER central solenoid conductors

高橋 良和; 諏訪 友音; 名原 啓博; 尾関 秀将; 辺見 努; 布谷 嘉彦; 礒野 高明; 松井 邦浩; 河野 勝己; 押切 雅幸; et al.

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 25(3), p.4200904_1 - 4200904_4, 2015/06

 被引用回数:3 パーセンタイル:20.32(Engineering, Electrical & Electronic)

原子力機構はITER中心ソレノイド(CS)コイル用導体の調達を担当し、製作したCS導体をコイル製作担当の米国に送付することになっている。CSコイルは高さ約12m、外径約4mで、6個のモジュールを積み重ねた構造を有する。導体の単長は最大910mであり、通電電流値は13Tの磁場中において40kAである。導体はケーブル・イン・コンジット型と呼ばれるもので、576本のNb$$_{3}$$Sn素線と288本の銅素線で構成される撚線を、矩形の中に円形の穴がある高マンガン鋼(JK2LB)製ジャケットに挿入し、ジャケットを圧縮成型したものである。圧縮成型される前のジャケットは、外寸法51.3mm、穴の直径35.3mm、単長7m、重さ約90kgである。このジャケットは、出荷前に非破壊検査により、最大許容サイズの欠陥がないことを確認する必要がある。内及び外表面の欠陥は、渦電流探傷(ECT)法 で、内部の欠陥は、超音波探傷(UT)法で行われる。UTにおいて、矩形の中に円形の穴がある形状であるので、超音波の入射の方向を工夫する必要があった。表面のECT及び内部のUTについて、その技術と検査実績を報告する。

論文

Establishment of production process of JK2LB jacket section for ITER CS

尾関 秀将; 濱田 一弥; 高橋 良和; 布谷 嘉彦; 河野 勝己; 押切 雅幸; 齊藤 徹; 手島 修*; 松並 正寛*

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 24(3), p.4800604_1 - 4800604_4, 2014/06

 被引用回数:16 パーセンタイル:62.34(Engineering, Electrical & Electronic)

JAEA is in charge of procuring Center Solenoid (CS) conductor in ITER project. CS conductor is Cable-In-Conduit type, and conduit is also called jacket. The cross-sectional shape of CS jacket is circle-in-square type, whose outer dimension is 51.3 mm and inner diameter is 35.3 mm. The length of one CS jacket section is 7 m, and the necessary total length of CS conductor is about 43 km. CS coil is expected to suffer high electro-magnetic force, so JAEA developed JK2LB, which is modified stainless steel expected to better characteristics of fatigue and thermal contraction in 4 K than SUS316LN, in cooperate with Kobe Steel, Ltd. The remaining problem was to establish production process of jackets which satisfy dimensional and mechanical requirement in ITER consistently, and also, Non-Destructive Examination (NDE) by ITER-original criteria. To carry out the R&D for above, production of dummy CS jackets were executed and these jackets were fabricated successfully. The results are reported.

論文

Cable twist pitch variation in Nb$$_{3}$$Sn conductors for ITER toroidal field coils in Japan

高橋 良和; 名原 啓博; 辺見 努; 布谷 嘉彦; 礒野 高明; 濱田 一弥; 松井 邦浩; 河野 勝己; 小泉 徳潔; 押切 雅幸; et al.

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 23(3), p.4801504_1 - 4801504_4, 2013/06

 被引用回数:11 パーセンタイル:50.68(Engineering, Electrical & Electronic)

ITER計画において、原子力機構は2010年3月からトロイダル磁場(TF)コイル用導体を調達している6極の中で、先駆けて実機導体の製作を開始した。TFコイルは高さ14m,幅9mで、7個のダブルパンケーキから構成されている。導体の単長は最大760mであり、通電電流値は11.8Tの磁場中において68kAである。導体はケーブル・イン・コンジット型と呼ばれるもので、900本のNb$$_{3}$$Sn素線と522本の銅素線で構成される撚線を円形のステンレス製ジャケットに挿入し、ジャケットを圧縮成型したものである。完成した導体の撚線の撚りピッチが、撚線製作時のピッチより長いことがわかった。この原因を究明するため、撚線の引張試験や引込中の撚線の回転測定などを行った。この結果、撚線をジャケットに挿入している間に、撚線が撚り戻る方向に回転したために、長くなったことが解明された。これらの結果を定量的に報告する。

論文

Effect of specimen shape on the elongation of 316LN jacket used in the ITER toroidal field coil

濱田 一弥; 河野 勝己; 齊藤 徹; 井口 将秀; 中嶋 秀夫; 手島 修*; 松田 英光*

AIP Conference Proceedings 1435, p.55 - 62, 2012/06

 被引用回数:3 パーセンタイル:73.79

原子力機構は、ITER計画の日本の国内機関として、ITERトロイダル磁場コイル用導体全体の25%の調達を分担している。導体は、直径0.8mmのNb$$_{3}$$Sn超伝導素線900本と銅素線522本を束ね合せたものを、金属製の保護管(ジャケット)に収めた構造である。ジャケットの4Kでの機械試験には、当初JISに基づき製作した試験片(並行部の幅:8mm)を用いたが、冷間加工及び熱処理を実施したサンプルの伸びにばらつきが見られた。このため、ASTMに準拠した試験片(並行部:幅12.5mm)を使用して試験片形状依存性を調べた。その結果、ジャケット受け取り状態での耐力、伸びはサンプルの形状にかかわらず、比較的ばらつきが少ない(3%以下)が、冷間加工及び熱処理を実施したサンプルの伸びについては、ASTMの試験片ではばらつきが少なくなる傾向を示した。熱処理したサンプル破断面はカップアンドコーン状破壊を示し、破断面周辺部の粒内破壊と中央部の粒界破壊が混在する状態であることがわかった。このため、伸びのばらつきの原因は、粒界破壊面の進展が、脆化によりサンプル形状の影響を受けやすくなっている可能性が示唆される。

論文

Mass production of Nb$$_{3}$$Sn conductors for ITER toroidal field coils in Japan

高橋 良和; 礒野 高明; 濱田 一弥; 布谷 嘉彦; 名原 啓博; 松井 邦浩; 辺見 努; 河野 勝己; 小泉 徳潔; 押切 雅幸; et al.

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 22(3), p.4801904_1 - 4801904_4, 2012/06

 被引用回数:7 パーセンタイル:41.46(Engineering, Electrical & Electronic)

ITER計画において、原子力機構は2010年3月からトロイダル磁場(TF)コイル用導体を調達している6極の中で、先駆けて実機導体の製作を開始した。TFコイルは高さ14m,幅9mで、7個のダブルパンケーキから構成されている。導体の単長は最大760mであり、通電電流値は11.8Tの磁場中において68kAである。導体はケーブル・イン・コンジット型と呼ばれるもので、900本のNb$$_{3}$$Sn素線と522本の銅素線で構成されている。2010年12月までに、約60トンのNb$$_{3}$$Sn素線を製作した。これは、日本の分担分の約55%に相当する。また、11本の実機導体を製作し、日本分担分(33本)の約30%に相当する。実機導体は、ほぼ毎月1本ずつ製作している。本発表では、760mの銅ダミー導体の製作を通して確立した導体製作技術を中心に、高品質を確保する品質管理技術などの量産技術を紹介する。この量産体制の確立は、ITER建設の推進に大きく貢献している。

論文

ITERトロイダル磁場コイル用導体の製作技術開発

濱田 一弥; 高橋 良和; 名原 啓博; 河野 勝己; 海老澤 昇; 押切 雅幸; 堤 史明; 斎藤 徹*; 中嶋 秀夫; 松田 英光*; et al.

低温工学, 47(3), p.153 - 159, 2012/03

日本原子力研究開発機構は、ITER計画における日本の国内機関として、トロイダル磁場コイル用超伝導導体33本の製作を担当している。導体は、直径0.8mmのNb$$_{3}$$Sn超伝導素線900本,銅線522本を撚合せて、直径43.7mm,肉厚2mmのステンレス保護管(ジャケット)に収めた構造であり、長さは430m及び760mである。導体の製作は2008年から開始され、2009年12月に導体製作装置を完成させた。超伝導導体の製作開始に先立ち、760mの銅製のダミー撚線を用いて模擬導体を製作し、製作方法が適切であることを実証し、実機導体の製作に着手した。導体製作のための技術として、原子力機構のこれまでの機械特性データを元に、TF導体用ジャケット材料用の改良型SUS316LN鋼やITERが要求する微小欠陥の検出技術も開発した。ジャケットの溶接部の品質管理については部分ヘリウムリーク試験技術及び溶接部内面形状寸法測定技術を開発した。これらを含めて日本が一連の導体製作技術を各極に先駆けて確立し、ジャケットに関しては他極が製作するTF導体においても採用された。

論文

ITER中心ソレノイド導体用のコンジットの開発

濱田 一弥; 中嶋 秀夫; 河野 勝己; 高野 克敏; 堤 史明; 奥野 清; 藤綱 宣之*; 手島 修*

低温工学, 43(6), p.244 - 251, 2008/06

ITER中心ソレノイド(CS)用超伝導導体に使用するコンジット材は、低熱収縮率特性,高強度及び高靱性が要求され、650$$^{circ}$$C$$times$$240時間のNb$$_{3}$$Sn超伝導生成熱処理(時効処理)に耐える必要がある。原子力機構が開発した高マンガン(Mn)鋼JK2は、上述の特性を満たす候補材料と考えられるが、高温での加工特性及び時効処理後の靭性の劣化を改善する必要があった。このため、これらの特性を改善した低炭素・ボロン添加型JK2(JK2LB)を開発した。JK2LB鋼をコンジットに使用するためには、冷間加工及び時効処理が機械強度に及ぼす影響を把握して、化学成分範囲や製造方法に反映する必要がある。本研究では、まず化学成分を変えたJK2LBサンプルに冷間加工を加え、機械特性の変化を測定し、コンジットに適した化学成分範囲を決定した。次に、JK2LB鋳造インゴットの内部品質を調査し、これを反映して素材の溶製工程の合理化を図った。さらに、最適な結晶粒径を得るための溶体化熱処理温度を調査した。以上の研究によって、冷間加工や時効処理が加えても、ITERの要求特性(耐力900MPa以上,破壊じん性(K$$_{IC}$$(J)130MPa$$sqrt{m}$$以上)を満たすコンジットの製作に成功した。

論文

Development of three-dimensional virtual plant vibration simulator on grid computing environment ITBL-IS/AEGIS

鈴木 喜雄; 中島 憲宏; 新谷 文将; 羽間 収; 西田 明美; 櫛田 慶幸; 阿久津 拓; 手島 直哉; 中島 康平; 近藤 誠; et al.

Proceedings of 16th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-16) (CD-ROM), 9 Pages, 2008/05

Center for computational science and e-systems of Japan Atomic Energy Agency is carrying out R&D in the area of extra large-scale simulation technologies for solving nuclear plant structures in its entirety. Specifically, we focus on establishing a virtual plant vibration simulator on inter-connected supercomputers intended for seismic response analysis of a whole nuclear plant. The simulation of the whole plant is a very difficult task because an extremely large dataset must be processed. To overcome this difficulty, we have proposed and implemented a necessary simulation framework and computing platform. The simulation framework based on the computing platform has been applied to a linear elastic analysis of the reactor pressure vessel and cooling systems of a nuclear research facility, the HTTR. The simulation framework opens a possibility of new simulation technologies for building a whole virtual nuclear plant in computers for virtual experiments.

論文

Development of jacketing technologies for ITER CS and TF conductor

濱田 一弥; 中嶋 秀夫; 松井 邦浩; 河野 勝己; 高野 克敏; 堤 史明; 奥野 清; 手島 修*; 副島 幸二*

AIP Conference Proceedings 986, p.76 - 83, 2008/03

原子力機構は、ITERの調達準備活動の一環として、トロイダル磁場(TF)コイルと中心ソレノイド(CS)用導体の製作技術の確立に向けた技術開発を行っている。導体は、金属製保護管(ジャケット,TF:14m, CS:7m)を溶接により接続し、TFでは760m、CSでは880mに直線状に長尺化した後、超伝導ケーブルを引き込み、径方向に圧縮成型(コンパクション)して一体化して製作される。これまでの主要な成果として、(1)実機と同じ材料である低炭素型SUS316LNと、ホウ素添加し低炭素化した高マンガン鋼(JK2LB)を用いて、TF及びCS導体ジャケットを製作し、ITERの要求強度及び寸法特性を満足することを確認した。(2)TF及びCS導体ジャケットの突合せ溶接を行い、接合部内面状態が導体に適した形状で制御できる溶接条件を特定した。(3)コンパクション装置を製作し、TF及びCSジャケットをコンパクションし、コンパクション後の断面寸法がITERの仕様通りになることを確認した。以上の結果を総合して、ITER導体の製作に必要な技術が開発された。

口頭

ITER CS導体ジャケットの調達準備

尾関 秀将; 濱田 一弥; 布谷 嘉彦; 河野 勝己; 高橋 良和; 押切 雅幸; 齊藤 徹; 松並 正寛*; 手島 修*

no journal, , 

国際熱核融合実験炉(ITER)計画において、原子力機構は中心ソレノイド(CS)用導体の調達を担当している。CS導体は、Nb$$_{3}$$Sn超伝導線を用いたケーブル・イン・コンジット導体であり、外形49mm角、内径32.6mmの高マンガンステンレス鋼JK2LB製のジャケットに超伝導ケーブルが収められた構造である。ジャケットは、高い寸法精度、Nb$$_{3}$$Sn超伝導生成熱処理後においても高い強度(耐力850MPa以上)及びじん性(破壊靭性値130MPa$$sqrt{m}$$以上)が要求される。原子力機構では、メーカーと協力してCSジャケットの製作技術の開発を進め、ITERの要求する寸法精度、機械特性を達成するとともにジャケットの品質管理試験の結果として、超音波探傷技術を確立し、量産にむけた準備を整えた。本発表ではこれらの成果について報告する。

口頭

ITER超伝導導体の量産技術; 撚りピッチの変化の検証

高橋 良和; 名原 啓博; 辺見 努; 布谷 嘉彦; 礒野 高明; 押切 雅幸; 堤 史明; 宇野 康弘; 濱田 一弥; 渋谷 和幸*; et al.

no journal, , 

ITER計画において、原子力機構は2010年3月からトロイダル磁場(TF)コイル用導体を調達している6極の中で、先駆けて実機導体の製作を開始した。TFコイルは高さ14m、幅9mで、7個のダブルパンケーキから構成されている。導体の単長は最大760mであり、通電電流値は11.8Tの磁場中において68kAである。導体はケーブル・イン・コンジット型と呼ばれるもので、900本のNb$$_{3}$$Sn素線と522本の銅素線で構成される撚線を円形のステンレス製ジャケットに挿入し、ジャケットを圧縮成型したものである。導体の性能に支障はないので、TFコイルには問題ないが、完成した導体の撚線の撚りピッチが、撚線製作時のピッチより長いことがわかった。この原因を究明するため、撚線の引張試験や引込中の撚線の回転測定などを行った。この結果、撚線をジャケットに挿入している間に、撚線が撚り戻る方向に回転したために、長くなったことが定量的に解明された。この結果を報告する。

口頭

ITER中心ソレノイド用ジャケット調達の進捗

尾関 秀将; 濱田 一弥; 高橋 良和; 布谷 嘉彦; 河野 勝己; 押切 雅幸; 齊藤 徹; 礒野 高明; 手島 修*; 松並 正寛*

no journal, , 

国際熱核融合実験炉(ITER)計画において、原子力機構は中心ソレノイド(CS)用導体の調達を分担している。CIC導体であるCS導体は、ジャケット管に高マンガンステンレス鋼であるJK2LBを採用している。ジャケットの形状は、製品製作時において外形が51.3mm角の角型、内径は35.3mmの円である矩形型であり、1本あたりの長さは7m、重さは約100kgである。ITER調達分の製作総長さは、予備分も含めると約43km(約6100本)に及ぶ。これまでのCSジャケットのR&Dにおいて、ITERに要求される寸法及び機械特性を満たす製造工程を確立し、現在は製品の非破壊検査手法の確立を進めている。検出すべき欠陥サイズは、ジャケットの疲労き裂進展速度の結果から、ITER運転の6万回荷重に耐える許容初期欠陥サイズ10mm$$^{2}$$より十分小さいものが選定された。具体的には、長さ2mm、幅1mm、深さ0.5mmの半円形ノッチで、1mm$$^{2}$$より小さい。これをフェーズドアレイ超音波探傷(PAUT)によって検出できるよう、メーカーと協力してR&Dを進めてきた。本発表ではその成果について報告する。

口頭

ITER中心ソレノイド(SC)コイル用ジャケットの非破壊検査

高橋 良和; 諏訪 友音; 名原 啓博; 尾関 秀将; 布谷 嘉彦; 押切 雅幸; 堤 史明; 高村 淳; 渋谷 和幸*; 中瓶子 伸二; et al.

no journal, , 

ITER計画において、原子力機構は中心ソレノイド(CS)コイル用導体の調達を担当し、製作したCS導体をコイル製作担当の米国に送付することになっている。CSコイルは高さ約12m、外径約4mで、6個のモジュールを積み重ねた構造を有する。導体の単長は最大910mであり、通電電流値は13Tの磁場中において40kAである。導体はケーブル・イン・コンジット型と呼ばれるもので、576本のNb$$_{3}$$Sn素線と288本の銅素線で構成される撚線を、矩形の中に円形の穴がある高マンガン鋼(JK2LB)製ジャケットに挿入し、ジャケットを圧縮成型したものである。圧縮成型される前のジャケットは、外寸法51.3mm、穴の直径35.3mm、単長7m、重さ約90kgである。このジャケットは、出荷前に非破壊検査により、最大許容サイズの欠陥がないことを確認する必要がある。内及び外表面の欠陥は、渦電流探傷(ECT)法 で、内部の欠陥は、超音波探傷(UT)法で行われる。今回は、表面のECTについて、その技術と検査実績を報告する。

13 件中 1件目~13件目を表示
  • 1