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尾関 秀将; 礒野 高明; 宇野 康弘; 河野 勝己; 川崎 勉; 海老澤 昇; 奥野 清; 木戸 修一*; 仙波 智行*; 鈴木 洋三*; et al.
IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 26(4), p.4202504_1 - 4202504_4, 2016/06
JAEA successfully completed manufacture of Toroidal Field (TF) Insert Coil (TFIC) for a performance test of the ITER TF conductor in the final design in cooperation with Hitachi, Ltd. The TFIC is a single layer 8.875-turn solenoid coil with 1.44 m diameter. This will be tested with 68 kA current application under 13 T external magnetic field. Since the TF conductor performance, which includes 900 Nb
Sn superconducting strands, is sensitive for temperature at its heat treatment (HT) and bending strain after HT, the manufacturing processes for the TFIC including HT and shaping were developed through trials. Eventually the temperature at HT and bending strain at shaping were controlled within the allowable margin of 5
C and 0.1%, respectively. The validation of the HT was confirmed by critical current measurements of NbSn strand samples co-heat-treated with the TFIC. In this presentation details of manufacturing process and quality control status for the TFIC are reported.
尾関 秀将; 礒野 高明; 河野 勝己; 齊藤 徹; 川崎 勉; 西野 克巳; 奥野 清; 木戸 修一*; 仙波 智行*; 鈴木 洋三*; et al.
IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 25(3), p.4200804_1 - 4200804_4, 2015/06
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Engineering, Electrical & Electronic)JAEA is planning performance test of 50 m Toroidal Field (TF) conductor of ITER using Central Solenoid Model Coil (CSMC) test facility at Naka-site in Japan. In order to test the conductor, "TF Insert Coil" (TFIC) is under fabrication in cooperate with Hitachi, Ltd. TFIC is a solenoid coil wound in 1.44 m diameter. It is going to be installed into the bore of CSMC, whose maximum magnetic field is 13 T. The maximum driven current of TFIC is 68 kA. In order to prepare for fabrication of TFIC, several trials of components including windings, removal of Cr plating of the strands, welding and compaction of terminal sleeve were carried out for process qualification. The results of trials showed that the winding dimater satisfied its criterion, the Cr plating was clearly removed using non-woven cloth soaked into HCl solution, the mechanical strengths at 4 K of welds at the terminal were enough. Eventually, the fabrication process qualification of TFIC was completed.
Al insert after dumping for coil protection東 克典*; 小泉 徳潔; 安藤 俊就; 辻 博史; 口石 佳一*; 浅野 克彦*
JAERI-Research 97-044, 10 Pages, 1997/07
JAERI-Research-97-044.pdf:0.58MB
国際熱核融合炉(ITER)の工学設計行動(EDA)の一環として、NbAlインサートが製作、試験される。その遮断時には、導体が埋め込まれているステンレス・プレートに発生する渦電流が原因となり、大きな発熱が生じる。電流値46kA、遮断時定数15秒、クエンチ検出時間2秒で、NbAlインサートを遮断した後のクールダウン解析を、0次元クエンチモデル、薄板渦電流解析モデル、2次元冷却解析モデルを用いておこなった。導体温度とプレート温度はそれぞれ、103K、21Kと計算された。また、冷却時間は約1時間となった。この解析により、冷却時間が1時間程度であるので、NbAlインサートの試験を連続的に行えることが分かった。
尾関 秀将; 礒野 高明; 河野 勝己; 齊藤 徹; 川崎 勉; 西野 克巳; 奥野 清; 木戸 修一*; 仙波 智行*; 鈴木 洋三*; et al.
no journal, ,
国際熱核融合実験炉(ITER)のトロイダル・フィールド(TF)コイル用超伝導導体の性能を評価するため、原子力機構はTFインサート・コイル(TFIC)という直径1.44mで8.875ターンの巻線部を有するTF導体を用いたソレノイドコイルをメーカーとの協力により製作した。TFICは、原子力機構の所有する中心ソレノイドモデルコイル施設の中心ボアに据付され、最大13Tまでの外部磁場環境下で性能試験が行われる。TFICの製作にあたっては、TF導体及びTFICの構造を考慮した製作技術を確立する必要があった。原子力機構では、その製作過程で適用する製作技術について試作を実施し、超伝導素線へのダメージが無く、構造的強度が十分で、かつ、製作プロセスが適切に完了可能であるかという観点から、解体試験及び極低温度を含む温度領域での機械試験を実施した。上記試験の結果から、各製作プロセスである導体巻線・Crめっき除去・電気継手部の溶接・熱処理・導体絶縁のための樹脂含浸工程を確立し、TFインサート・コイルの製作を問題なく完了することができた。本発表では、上記試作結果とTFICの製作プロセスについて報告する。
