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夏目 恭平; 村上 陽之; 木津 要; 吉田 清; 小出 芳彦
IOP Conference Series; Materials Science and Engineering, 101(1), p.012113_1 - 012113_8, 2015/12
被引用回数：2 パーセンタイル：65.53(Thermodynamics)JT-60SA is a fully superconducting fusion experimental device involving Japan and Europe. The cryogenic system supplies supercritical or gaseous helium to superconducting coils through valve boxes or coil terminal boxes and in-cryostat pipes. There are 86 temperature measurement points at 4 K along the distribution line. Resistance temperature sensors will be installed on cooling pipes in vacuum. In this work, two sensor attachment methods, two types of sensor, two thermal anchoring methods, and two sensor fixation materials have been experimentally evaluated in terms of accuracy and mass productivity. Finally, the verification test of thermometry has been conducted using the sample pipe fabricated in the same way to the production version, which has been decided by the comparison experiments. The TVO sensor is attached by the saddle method with Apiezon N grease and the measurement wires made of phosphor bronze are wound on the pipe with Stycast 2850FT as the thermal anchoring. A Cernox sensor is directly immersed in liquid helium as a reference thermometer during the experiment. The measured temperature difference between the attached one and reference one has been within 15 mK in the range of 3.40-4.73 K. It has satisfies the accuracy requirement of 0.1 K.
達本 衡輝; 白井 康之*; 塩津 正博*; 成尾 芳博*; 小林 弘明*; 野中 聡*; 稲谷 芳文*
IOP Conference Series; Materials Science and Engineering, 101, p.012177_1 - 012177_8, 2015/12
被引用回数：0 パーセンタイル：0.05(Thermodynamics)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5.7mm, 8mm, 5mmの断熱円管流路の中心軸上に直径1.2mm, 長さ60mm, 120mm, 200mmのPtCo製ワイヤヒーターをそれぞれ設置し、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定常および過渡熱伝達特性を加熱速度をパラメータとして圧力0.7MPa、液温21Kの条件下で測定した。流速は0.3m/sから7m/sまで変化させた。加熱速度が速くなると、核沸騰熱伝達域では、加熱速度の影響はほとんどないが、過渡CHFは、加熱速度が速くなるにつれて大きくなり、液体窒素で報告されているような膜沸騰直接遷移現象による過渡CHFの低下は液体水素の場合ないことがわかった。また、過渡状態におけるCHFは、定常CHFからの上昇分として整理することができ、流速および圧力に依存せず、加熱速度の関数で表されることがわかった。定常CHFにおいては加熱等価直径の影響は明確に現れなかったが、過渡熱伝達においては、同一の加熱等価直径の場合の過渡CHFの定常CHFからの上昇分は等しく、加熱等価直径が大きくなるとその増分も大きくなることがわかった。
達本 衡輝; 麻生 智一; 大都 起一; 川上 善彦; 青柳 克弘; 武藤 秀生
IOP Conference Series; Materials Science and Engineering, 101, p.012107_1 - 012107_8, 2015/12
被引用回数：0 パーセンタイル：0.05(Thermodynamics)J- PARC核破砕中性子源用の低温水素システムは2008年4月に完成し、同年の5月末に初めて冷中性子の発生に成功した。低温水素システムは3ヶ月の安定な長期連続運転を実施できるようになり、最近では500kWの共用運転を行っている。本装置は、「極低温」でかつ「高圧」の可燃性水素を取り扱う国内で初めての大型冷凍設備であるため、2007年のオフビームコミッショニングから現在に至るまで数々の予期せぬトラブルがあった。例えば、気体軸受水素ポンプの過渡軸振動現象、軸受部の過渡冷却現象および水素トライポロジーによる起動不良、アキュムレータ用ベローズの破損、ヘリウム冷凍機の不純物による不安定事象である。さらに、2011年には冷却運転中に東日本大震災が発生し、停電および計装空気が喪失したが、構築したインターロックシステムにより正常に自動停止することができた。これまでの運転や不具合事象により多くの知見が得て、改良を重ねた結果、現在では長期間の安定な冷却運転を実施できるようになった。
達本 衡輝; 大都 起一; 麻生 智一; 川上 善彦
IOP Conference Series; Materials Science and Engineering, 101, p.012109_1 - 012109_8, 2015/12
被引用回数：1 パーセンタイル：0.05(Thermodynamics)J-PARC核破砕中性子源では1MW級の陽子ビームによる核破砕反応によって発生した高速中性子を超臨界水素を用いて冷中性子に減速させてビームを供給する。陽子ビーム1MWのオン・オフに伴い、大きな熱負荷が与えられる。本システムでは、アキュムレータを用いた容量制御と陽子ビームによる核発熱分をヒータにより補償する方法を併用させて圧力制御を行う。本研究では、陽子ビーム入射・停止時のkWオーダーのステップ状の核発熱に伴う大きな温度・圧力変動を模擬し、効率の良い制御方法を開発するための解析コードを新たに開発した。300kWおよび600kW陽子ビーム入射時の解析を行い、温度・圧力変動の解析結果は実験結果と良く一致することを確認した。本解析コードは、1MWの場合の制御方法の模擬にも十分適用できるツールとして期待できる。
達本 衡輝; 麻生 智一; 大都 起一; 川上 善彦
IOP Conference Series; Materials Science and Engineering, 101, p.012108_1 - 012108_8, 2015/12
被引用回数：0 パーセンタイル：0.05(Thermodynamics)J-PARCの核破砕中性子源では1MW級の陽子ビームによる核破砕反応によって発生した高速中性子を超臨界水素を用いて冷中性子に減速させてビームを供給する。陽子ビーム1MWのオン・オフに伴い、大きな熱負荷が与えられる。本システムでは、アキュムレータを用いた容量制御と陽子ビームによる核発熱分をヒータにより補償する方法を併用させて圧力制御を行う。本研究では、新たに開発した小型で大容量加熱が可能なオリフィス型ヒータを用いて、その出力をステップ状に変化させた場合の応答速度を測定し、設計どおりの性能が得られたことを確認した。さらに、実験結果に基づき、開発した動的挙動解析コードにヒータ制御のPID制御パラメータを決定し、実験結果と良く一致することを確認した。600kWビーム入射時では、ビームのオン・オフに対する追従性が成り立たなくなってもPI定数を最適化することにより、フィードバック制御だけで十分圧力変動を抑えることが解析で確認できた。
尾関 秀将; 齊藤 徹; 河野 勝己; 高橋 良和; 布谷 嘉彦; 山崎 亨; 礒野 高明
Physics Procedia, 67, p.1010 - 1015, 2015/07
被引用回数：3 パーセンタイル：73.17(Physics, Applied)JAEA is responsible for procurement of the central solenoid (CS) conductor for ITER. The CS conductor is assembled by inserting Nb
Sn superconductor cable into circular-in-square jacket whose material is JK2LB high manganese stainless steel developed by JAEA, and then heat treatment is carried out. In the recent study of NbSn strand, heat treatment for 250 hours at 570 degrees Celsius and 100 hours at 650 degrees is adopted. The effect of 250 hours at 570 degree for JK2LB has not studied yet although the region of 650 degree has already studied, and might be a cause of sensitization. So the characteristics of JK2LB jacket after heat treatment for 250 hours at 570 degree and then 200 hours at 650 degree was studied in terms of mechanical tests at 4K and metallographic tests. The mechanical test results satisfied the requirement of ITER and metallographic tests result showed no remarkable degradation. This study proved JK2LB jacket can be applicable to the heat treatment above.
齊藤 徹; 河野 勝己; 山崎 亨; 尾関 秀将; 礒野 高明; 濱田 一弥*; Devred, A.*; Vostner, A.*
Physics Procedia, 67, p.1016 - 1021, 2015/07
被引用回数：6 パーセンタイル：87.17(Physics, Applied)A suite of advanced austenitic stainless steels are used for the superconductor jacket, magnet casing and support structure in the ITER TF, CS and PF coil systems. These materials will be exposed to cyclic-stress environment at cryogenic temperature. The CS jacket suffers high electromagnetic force with 60,000 cycles during its life time. Therefore, high manganese austenitic stainless steel JK2LB, which has high tensile strength, high ductility, and high resistance to fatigue at 4K has been chosen for the CS conductor. The cryogenic temperature mechanical property data of this material are very important to ITER magnet design but not much data were available. This study is focused on mechanical characteristics of JK2LB and its weld joint. We present results from tensile tests, fracture toughness, fatigue crack growth rate and fatigue at 4K. Test result of tensile tests, fracture toughness, fatigue crack growth rates and fatigue satisfy the ITER requirements.
櫻井 武尊; 井口 将秀; 中平 昌隆; 斎藤 徹*; 森本 将明*; 稲垣 隆*; Hong, Y.-S.*; 松井 邦浩; 辺見 努; 梶谷 秀樹; et al.
Physics Procedia, 67, p.536 - 542, 2015/07
被引用回数：3 パーセンタイル：73.17(Physics, Applied)原子力機構はこれまで、極低温で使用されるITER超伝導コイルに適用するオーステナイト系ステンレス鋼の合理的な品質管理手法の開発確立を目的に、室温で測定された引張強さと、炭素と窒素の含有量の関数として二次曲線を用いた4Kでの引張強度予測手法を開発してきた。核融合発電の技術的成立の実証を目指して建設が進んでいるITERでは、超伝導コイルが使用される。超伝導コイルシステムの一つであるTFコイルの容器構造物には巨大な電磁力に耐えるため、構造材料として高マンガンステンレス鋼JJ1及び高窒素添加型316LNが使用される。原子力機構はITER TFコイル構造物の調達責任を負っており、2012年から実機構造材料調達を開始し、矩形材,丸棒材,異形鍛造材などの製造を進めている。原子力機構は、構造材料の高マンガンステンレス鋼JJ1及び高窒素添加型316LNの機械特性を多数取得しており、本研究ではこれらの試験データを用いて、原子力機構が開発してきた4K強度予測手法の実機TFコイル構造物用材料に対する予測精度について評価を実施したので報告する。
達本 衡輝; 大都 起一; 麻生 智一; 川上 善彦; 勅使河原 誠
AIP Conference Proceedings 1573, p.66 - 73, 2014/01
被引用回数：6 パーセンタイル：92.61(Thermodynamics)J-PARCの物質生命科学実験施設は、陽子ビームを水銀ターゲットに入射し、発生した高速中性子をモデレータである1.5MPa、20K以下の超臨界圧の低温水素と衝突を繰り返すことにより減速した冷中性子ビームによる中性子実験を行う実験施設である。低温水素システムは、3台の水素モデレータに超臨界圧水素を供給し、そこで発生する核発熱(1MW陽子ビーム時に3.75kW)を強制冷却するための冷凍設備である。低温水素システムの性能評価を行うために、冷却過程におけるパラ水素濃度を測定し、常に平衡濃度で存在することを確認した。定格状態では、設計条件の99%以上を満たすことを確認した。さらに、過渡的な熱負荷を与えた場合の温度変動の伝播特性と熱交換器の特性を測定し、熱負荷補償するためのヒータ制御による許容温度変動量を評価した。286kWと524kWの高出力陽子ビーム入射時の温度伝播特性結果と比較し、この評価方法の妥当性を検証した。さらに、本実験結果に基づいて、1MW陽子ビーム運転時におけるヒータ制御による温度変動量は、許容値以下であることがわかり、安定な1MWの陽子ビーム運転の見通しが得られた。
達本 衡輝; 白井 康之*; 塩津 正博*; 畑 幸一*; 成尾 芳博*; 小林 弘明*; 稲谷 芳文*
AIP Conference Proceedings 1573, p.44 - 51, 2014/01
被引用回数：13 パーセンタイル：97.93(Thermodynamics)内径(D)が4mmで加熱長さ(L)が100mmと167mm、内径が6mmで加熱長さが150と250mmのステンレス製円管発熱体を用いて(特性長さL/D=25と41.7に相当)、飽和液体水素(0.4, 0.7, 1.1MPa)を強制流動させた場合の熱伝達特性を流速をパラメータとして測定した。非沸騰の熱伝達は従来のDittus-Boelter式とよく一致することを明らかにした。流速及び飽和圧力が小さくなると、核沸騰限界(DNB)熱流束は大きくなり、特性長さ(L/D)の-0.35乗に比例することが実験データとの比較により明らかになった。さらに、実験結果は、導出した核沸騰限界熱流束相関式により記述できることを明らかにした。
神谷 宏治; 古川 真人; 畠中 龍太*; 宮北 健*; 村上 陽之; 木津 要; 土屋 勝彦; 小出 芳彦; 吉田 清
AIP Conference Proceedings 1573, p.455 - 462, 2014/01
被引用回数：5 パーセンタイル：90.51(Thermodynamics)JT-60SAのサーマルシールドは300Kのクライオスタットから4.4Kの超電導コイルを熱的に保護するため80Kに冷却され多層断熱材(MLI)を使用する。プラズマパルス運転のため、多層断熱材はトロイダル方向とポロイダル方向の渦電流の影響を強く受ける。多層断熱材はポリイミドフィルムで覆うことでトロイダル方向に20度ごとに電気絶縁し、渦電流を抑制する。本研究では、多層断熱材の重なり部分に注目して2種類の異なる多層断熱材の設計を提案する。多層断熱材の熱的性能はボイルオフ熱量測定法と温度計測により測定された。本研究ではまた、サーマルシールドとトロイダル磁場コイルの間に設置する電気絶縁された熱アンカーの設計についても報告する。
辺見 努; 西村 新*; 松井 邦浩; 小泉 徳潔; 西嶋 茂宏*; 四竃 樹男*
AIP Conference Proceedings 1574, p.154 - 161, 2014/01
被引用回数：6 パーセンタイル：92.61(Thermodynamics)原子力機構はITERトロイダル磁場(TF)コイル9個の製作を担当している。ITER TFコイルの絶縁システムは導体絶縁、ダブルパンケーキ(DP)絶縁及び対地絶縁の三層構造となっており、それぞれ、樹脂を真空含浸した多層のガラス・ポリイミド・テープから構成される。ITER TFコイルは20年間の運転中に10
個/m
の高速中性子に曝されるため、
線及び中性子線を合わせて10MGyの照射に耐える耐放射線性が要求される。ITER TFコイルに要求される耐放射線性を有する絶縁材として、シアネート・エステルとエポキシ樹脂の混合樹脂及びガラス・ポリイミド接着テープを用いた絶縁材を開発した。開発した絶縁材の耐放射線性を評価するため、原子炉で照射した絶縁材試験片の層間せん断強度を測定し、ITER TFコイルに適用可能な耐放射線性を有することを検証した。
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：73.59(Physics, Applied)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NbSn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。
井口 将秀; 齊藤 徹; 河野 勝己; 高野 克敏; 堤 史明; 千田 豊; 中嶋 秀夫
AIP Conference Proceedings 1435, p.70 - 77, 2012/06
被引用回数：2 パーセンタイル：63.55(Physics, Applied)ITERに使用される超伝導磁石用構造材料は液体ヘリウム温度(4K)にて運転されるため、4Kにおける材料強度評価は必要不可欠である。しかし、4Kでの材料強度評価試験には多大な労力を要するため、効率化のために原子力機構は比較的容易に得ることができる室温強度評価結果と材料の炭素及び窒素の含有量をパラメータとする2次曲線を使用した強度予測式の研究開発を行い、JSME規格の策定に貢献した。本発表ではITER TFコイル実規模試作において鍛造及び熱間圧延によって製作された窒素添加強化型316LNステンレス鋼にこの予測式を適用し、その予測精度について検討を行った。その結果、材料の炭素及び窒素含有量によって使用する予測式により、室温の強度評価結果から4Kでの強度を精度よく予測できることがわかった。本発表ではこの検討結果について発表する。
神谷 宏治; 市毛 寿一; 本田 敦; 吉田 清
Proceedings of International Cryogenic Engineering Conference 23 (ICEC-23) and International Cryogenic Materials Conference 2010 (ICMC 2010), p.797 - 802, 2011/07
臨界プラズマ試験装置JT-60は、日欧で結ばれた幅広いアプローチ活動(BA)の一環として、プラズマ閉じ込め用マグネットを超伝導化するJT-60SAとしてプラズマ閉じ込め性能を向上させる。JT-60SAでは、超伝導マグネットは放射シールド(サーマルシールド)で包囲し、プラズマ真空容器や室温からの放射伝熱や伝導伝熱を低減する。本研究では、JT-60SA用サーマルシールドの設計と現状及び熱解析について報告する。次に、熱解析結果の温度を用いたプラズマ運転時のサーマルシールドの構造解析、及びプラズマ真空容器側サーマルシールド組立時の構造解析について報告する。最後に、VVTS10度分の試作を行い、製作公差について報告する。
達本 衡輝; 白井 康之*; 塩津 正博*; 畑 幸一*; 小林 弘明*; 成尾 芳博*; 稲谷 芳文*; 加藤 崇; 二川 正敏; 木下 勝弘*
Proceedings of International Cryogenic Engineering Conference 23 (ICEC-23) and International Cryogenic Materials Conference 2010 (ICMC 2010), p.491 - 496, 2010/07
液体水素が内径3mmの電流加熱垂直円管内を上向きに上昇する場合の円管内面における強制対流熱伝達を流速、温度を変えて測定した。実験システムで採用した高精度デジタルはかりによる質量測定法の有用性が確認できた。各流速における沸騰開始に至る非沸騰熱伝達は、Dittus-Boelter式とよく一致し、これまで全くなかった液体水素の強制対流沸騰限界熱流束の流速,サブクール,形状依存性を初めて明らかにした。
達本 衡輝; 麻生 智一; 大都 起一; 上原 聡明; 櫻山 久志; 川上 善彦; 加藤 崇; 二川 正敏
Proceedings of International Cryogenic Engineering Conference 23 (ICEC-23) and International Cryogenic Materials Conference 2010 (ICMC 2010), p.1009 - 1014, 2010/07
J-PARC核破砕中性子源では、MW級の陽子ビームによる核破砕反応によって発生した高速中性子を用いて冷中性子に減速したビームを供給する。陽子ビーム1MW時において、水素モデレータ容器内で発生する核発熱は約3.8kWであり、この大きな熱負荷を除去するための大流量の超臨界圧水素を安定に強制循環させる低温水素システムを製作した。陽子ビームの入射・停止時における大きな圧力変動を抑制するために、開発したヒータによる熱補償とアキュムレータによる容積変動制御を併用した圧力制御機構を開発した。初めての300kW陽子ビーム運転時において、低温水素システムの圧力変動試験も同時に行い、300kWビーム入射・停止時における圧力変動を13.5kPa以下に抑えることに成功した。また、開発した数値解析モデルは、実験結果を15%以内で予測することができた。1MW運転における圧力変動は設計圧力変動値より低い40kPaに抑えられることが解析により明らかになり、本圧力制御システムは、1MWビーム運転時においても有効であると期待できる。
達本 衡輝; 麻生 智一; 大都 起一; 上原 聡明; 櫻山 久志; 川上 善彦; 加藤 崇; 二川 正敏; 吉永 誠一郎*
Proceedings of International Cryogenic Engineering Conference 23 (ICEC-23) and International Cryogenic Materials Conference 2010 (ICMC 2010), p.377 - 382, 2010/07
J-PARC核破砕中性子源では、MW級の陽子ビームによる核破砕反応によって発生した高速中性子を用いて冷中性子に減速したビームを供給する。陽子ビーム1MW時における水素モデレータ容器内で発生する核発熱は約3.8kWであり、モデレータ性能を満たすためには、このモデレータ内の温度差を3K以内する必要があった。本研究では、大流量の超臨界圧水素を安定に強制循環させる超臨界水素ポンプをITERで開発した超臨界ヘリウムポンプの設計データベースを用いて新たに開発し、その性能特性試験を測定した。断熱効率は54%、循環流量は、世界最大流量200g/sを達成し、開発した超臨界水素ポンプは、設計値を十分満足する性能を有することを確認した。
達本 衡輝; 麻生 智一; 大都 起一; 上原 聡明; 櫻山 久志; 川上 善彦; 加藤 崇; 二川 正敏
Proceedings of International Cryogenic Engineering Conference 23 (ICEC-23) and International Cryogenic Materials Conference 2010 (ICMC 2010), p.601 - 606, 2010/07
J-PARC核破砕中性子源では、MW級の陽子ビームによる核破砕反応によって発生した高速中性子を用いて冷中性子に減速したビームを供給する。陽子ビーム1MW時において、水素モデレータ容器内で発生する核発熱は約3.8kWであり、この大きな熱負荷を除去するために、大流量の超臨界圧水素を安定に強制循環させる低温水素システムを製作した。本低温水素システムでは可燃性ガスである水素を保有しているので、万が一、低温水素システムに異常事象が発生した場合でも、低温水素システムの機器保護と安全性を確保できるインターロックシステムを構築した。コミッショニングにより、ここで構築したインターロックシステムの健全性を確認することができた。
達本 衡輝; 麻生 智一; 大都 起一; 上原 聡明; 櫻山 久志; 川上 善彦; 加藤 崇; 二川 正敏
AIP Conference Proceedings 1218, p.297 - 304, 2010/04
被引用回数：2 パーセンタイル：72.86(Thermodynamics)J-PARCの核破砕中性子源ではMW級の陽子ビームによる核破砕反応によって発生した高速中性子を超臨界圧水素を用いて冷中性子に減速しビームを供給する。陽子ビーム1MW時において、水素モデレータ容器内で発生する核発熱は約3.8kWであり、この大きな熱負荷を除去するために、大流量の超臨界圧水素を安定に強制循環させる低温システムを製作した。6か月に渡るオフビームコミッショニング期間で、低温水素システムの特性試験を実施し、設計どおりの性能を満たすことを確認することができた。
