Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
濱田 一弥; 小泉 徳潔
プラズマ・核融合学会誌, 78(7), p.616 - 624, 2002/07
現在、ITER等のトカマク型核融合炉の設計には、高磁場性能,高耐電圧性能,電磁力に対する高剛性の要求から、強制冷却型超伝導コイルが採用されている。強制冷却型超伝導コイルにおいては、超伝導の電気抵抗ゼロの特性や反磁性という性質に、ケーブル・イン・コンジット導体(CICC)特有の複雑な構造が加わることにより、多様な電磁現象が発生することが知られている。最近特に解明に労力が注がれているのは,導体内部に発生する不均一電流による通電安定性に対する影響や変動磁場で発生する導体の交流損失現象である。CICCの開発においては、超伝導素線のヒステリシス損失及び交流損失及び導体内部での不均一電流による不安定性について研究が進展し、素線のフィラメント配置の最適化や、素線間の接触抵抗の制御を行うことによって、ITERモデル・コイルのような大型超伝導コイルの開発に成功することができたので、その概要を報告する。
高橋 良和
プラズマ・核融合学会誌, 69(6), p.610 - 614, 1993/06
核融合装置のポロイダル・コイルになくてはならない存在である大電流超電導導体の開発において、原研が遭遇した技術的問題とそれをいかに解決したかの実例を紹介する。その問題とは、実証ポロイダル・コイル(DPC)において、定格の40%の電流値で観測された不安定性である。これに対して、1つ1つ段階を追って実証試験を粘り強く行い、原因を追求し、約3年という長い時間を要して、解決することができた。このことから、着実に原因追求作業を行えば、必ず解決できるとの確信を持てる様になったことが最も貴重な成果と言える。
安積 正史; 長谷川 満*; 亀有 昭久*; 栗原 研一; 中村 幸治; 西尾 敏; 下村 安夫; 新谷 吉郎*; 杉原 正芳; 山根 実*; et al.
JAERI-M 92-041, 100 Pages, 1992/03
ITER(国際熱核融合実験炉)ポロイダルコイル(PF)システムの概念設計に対する日本の貢献の主な結果をまとめる。まずPF系の最適配置の決定、準DN配位やSN配位の検討および磁力線の精密な追跡がなされた。さらに中心ソレノイドコイルに働く反発力が求められた。次に垂直位置制御の指針が導出され、受動安定化シェルの性能評価が行なわれた。またTULFEX法によるプラズマ位置・形状同定法の適用や水平位置制御法が調べられ、遅い制御法に関するアルゴリズムが開発された。次にセパラトリックス掃引と周辺磁気面エルゴード化の検討がなされた。最後にTSCコードによるプラズマ動的挙動の検討を示した。以上の結果の多くはまだ完結してはいないが、ITERの成立性を示す概念設計としては十分であり、EDA(工学設計活動)でさらに深められる予定である。
Sn demo poloidal coil(DPC-EX)高橋 良和; 安藤 俊就; 西 正孝; 辻 博史; 檜山 忠雄; 奥野 清; 吉田 清; 中嶋 秀夫; 小泉 興一; 多田 栄介; et al.
Proc. of the 11th Int. Conf. on Magnet Technology,Vol. 2, p.862 - 867, 1990/00
現在製作が進められているDPC-EXは、NbSn導体のトカマク型核融合炉用ポロイダルコイルへの適応性を実証するための超電導コイルである。本コイルの内径及び外径は、1m及び1.6mで、定格電流値は10Tにおいて10kAである。cable-in-conduit型強制冷却導体である。この実寸大導体の80kレベル及び4kレベルにおける圧力損失および8Tから11Tにおける臨界電流値を測定したので、その結果を報告する。
