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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
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。
水谷 拓海; 辺見 努; 梶谷 秀樹; 松井 邦浩; 高野 克敏; 安藤 真次; 小泉 徳潔
no journal, ,
原子力機構は、ITER計画における日本国内機関として9個のトロイダル磁場(TF)コイルの調達を担当しており、現在、実規模試作及びTFコイル製作治具の製作をメーカと協力して進めている。TFコイル巻線においては、超伝導生成熱処理により導体長が変化するため、高精度の巻線形状を実現するには、熱処理時の導体伸縮量を把握し、それに合わせた形状で巻線を行うとともに伸縮量のばらつきを吸収できる製作方法であることを確認しておく必要がある。今回、TFコイル実機で使用する内部拡散法導体の直状サンプルを用いた熱処理試作を実施し、その結果、約0.01%の伸びが測定された。これは2013年7月に評価を行ったブロンズ法導体サンプルの伸縮量0.038%のおよそ4分の1程度であり、内部拡散法導体を使用する場合にも現状計画している巻線製作方法で対応可能であることを確認した。本報告では、熱処理試作結果の詳細を報告すると共に、TFコイル製作治具の進捗について報告する。
山根 実; 小泉 徳潔; 松井 邦浩; 辺見 努; 梶谷 秀樹; 高野 克敏; 安藤 真次
no journal, ,
原子力機構は、ITER計画における日本国内機関として、9個のトロイダル磁場(TF)コイルの調達を担当しており、実機コイルの製作に先駆けて製造設計、実規模試作、TFコイル製作装置の製作をメーカと協力して進めている。この中で、これまでのコイル製作の要素検証の最終段階として、実規模コイル(ダミーDP)の試作を行った。ダミーDPの実施内容として、(1)D型巻線およびジョイント・冷媒入口部施工、(2)ダミーDP熱処理、(3)導体のRPへのトランスファーと導体絶縁、などについて概要を報告した。D型巻線では、巻線形状と導体長を高精度に管理する必要があり、管理目標である
0.01%の高精度の巻線を達成した。また、熱処理では実機同等のD型巻線を実際に熱処理し、平均で約0.06%の導体の伸びが計測された。この結果は、次に巻線を実施する実機巻線の巻線時形状へ反映される。これらの結果を踏まえて、実機コイル1号機の製作に着手した。報告では、これらの実規模試作結果および実機製作状況について報告する。
小泉 徳潔; 中平 昌隆; 松井 邦浩; 高野 克敏; 安藤 真次; 山根 実; 井口 将秀; 水谷 拓海
no journal, ,
ITER計画では、TFコイル10個の製作を欧州国内機関(F4E)が担当し、日本国内機関(原子力機構)は、9個のTFコイルと19個(予備1機を含む)のTFコイル構造物の調達を担当している。TFコイル及び構造物の調達は、3段階に分けて段階的に行われている。欧州,日本ともに、製作技術の最終確認のために実施する実規模試作(ダブル・パンケーキ(DP)の製作等)を進めるとともに、実機製作に着手している。日本では、TFコイルについては、2013年10月より、構造物については2014年4月より、第2段階である第1号機の製作に着手した。
Sn素線のIcの劣化諏訪 友音; 名原 啓博; 布谷 嘉彦; 高橋 良和; 押切 雅幸; 堤 史明; 渋谷 和幸*; 村上 幸伸*; 宮下 克己*; Sim, K.-H.*; et al.
no journal, ,
超伝導撚線のツイストピッチを短くすることで、ITER用CS(中心ソレノイド)導体における分流開始温度(Tcs)は電磁力サイクルに対して劣化しないことがわかっている。しかし、ツイストピッチの短い撚線を作る際に、NbSn素線同士の接触個所に強い力が働くことで圧痕ができ、素線の断面が変形する。そこで、熱処理前のNbSn素線に圧痕を加えて、圧痕がIcに与える影響を調べた。その結果、ブロンズ法と内部拡散法のITER用NbSn素線において、それぞれ0.2mm、0.3mm潰れてもIcは変化しないことがわかり、撚線製作の指針を得ることができた。
達本 衡輝; 白井 康之*; 塩津 正博*; 堀江 裕輝*; 米田 和也*; 松澤 崇之*; 小林 弘明*; 成尾 芳博*; 稲谷 芳文*
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直接強制冷却方式のCICC(ケーブルインコンジット)超伝導導体内における液体水素の冷却安定性を評価するために、内径8mm、全長が120mmの流路の中心軸上に設置した 直径1.2mm、加熱長さ120mmのPtCo製ワイヤヒーターを用いて、指数関数状に連続に加熱した場合のサブクール液体水素の強制流動下における過渡熱伝達特性を測定した。流速は0.8m/sから5.6m/sまで変化させた。加熱速度がゆっくりの場合、非沸騰域の熱伝達は、Dittus-Boelter式の予測値とよく一致した。加熱速度が速くなると、過渡熱伝導の寄与が大きくなり、Dittus-Boelter式より大きくなった。同じ加熱速度の場合、流速が速い方が、熱伝導の影響は小さくなった。この熱伝導の影響が現れる加熱速度は、流速が速いほど、速くなった。一方、核沸騰熱伝達域では、加熱速度の影響はほとんどないが、DNB(Departure from Nucleate Boiling)熱流束は、加熱速度が速くなるにつれて大きくなった。過渡状態におけるDNB熱流束は、定常DNB熱流束からの上昇分として整理することができ、流速に依存せず、加熱速度の関数で表されることがわかった。
村上 陽之; 夏目 恭平; 木津 要; 土屋 勝彦; 小出 芳彦; 吉田 清; 尾花 哲浩*; 高畑 一也*; 濱口 真司*; 力石 浩孝*; et al.
no journal, ,
JT-60SA装置の中心ソレノイド(CS)は、NbSn素線を用いたケーブル・イン・コンジット導体を用いて製作される。一方、CSに電流を供給する電流フィーダーはNbTi導体を用いて製作されるため、CSのターミナル接続部はNbSn導体とNbTi導体の接続を行う必要がある。CS用ターミナル接続部は、シェイクハンド型のラップジョイントを用いて製作され、銅スペーサを介してNbSn導体とNbTi導体を接続する。NbSn導体と銅スペーサ間の接続方法が異なる2種類のサンプルを製作し試験を実施した。試験は核融合科学研究所の大型試験装置を用いて接続抵抗を測定した。試験の結果、一方のサンプルのみ目標値を満足し、CS用ターミナル接続部に使用できることが確認できた。本発表では、今回実施した試験の概要および結果、目標値を満足できなかったサンプルの不具合原因について報告する。
神谷 宏治; 古川 真人; 大西 祥広; 小出 芳彦; 吉田 清
no journal, ,
原子力機構のJT-60のトカマク本体を超電導化する計画が、日本とEU間の共同プロジェクト「サテライトトカマク装置(JT-60SA)」として推進されている。JT-60SAでは超電導コイルへの熱負荷を低減するため80Kのサーマルシールド(TS)を設置する。サーマルシールドは真空容器サーマルシールド(VVTS)、ポートサーマルシールド(PTS)、そしてクライオスタットサーマルシールド(CTS)で構成されており、VVTSとPTSの一部を製作開始した。TSは真空容器やトロイダル磁場コイル(TFC)と近接しており、これら組立を考慮した設計としなければならない。本報告では、TSの設計および、TSを接続するカプラ等、要素部品の開発状況についても紹介する。
大西 祥広; 神谷 宏治; 倉持 勝也; 柳 俊樹; 本田 敦; 木津 要; 小出 芳彦; 吉田 清
no journal, ,
原子力機構のJT-60のトカマク本体を超伝導化する計画は、日本とEU間の共同プロジェクト「サテライト・トカマク装置(JT-60SA)」として機器の製作が続行されている。超電導コイルおよび関連設備を冷却するために、ヘリウム冷凍機より3.7K, 4.4K, 50Kおよび80Kのヘリウムがクライオラインでクライオスタットまで供給され、クライオスタット内配管で分配される。クライオスタット内配管は、クールダウン、励磁や耐震条件などで健全である必要がある。また、配管で発生する圧力損失が許容圧損以下であることように配管のサイズを選定した。本報では、構造解析や圧損計算の結果からクライオスアット内配管の配置案を示す。