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論文

Effect of change of aging heat treatment pattern on the JK2LB jacket for the ITER central solenoid

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:0 パーセンタイル:100

JAEA is responsible for procurement of the central solenoid (CS) conductor for ITER. The CS conductor is assembled by inserting Nb$$_{3}$$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 Nb$$_{3}$$Sn 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.

論文

Mechanical properties of high manganese austenitic stainless steel JK2LB for ITER central solenoid jacket material

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:1 パーセンタイル:40.99

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.

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:0 パーセンタイル:100(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

Behavior of Nb$$_{3}$$Sn cable assembled with conduit for ITER central solenoid

名原 啓博; 諏訪 友音; 高橋 良和; 辺見 努; 梶谷 秀樹; 尾関 秀将; 櫻井 武尊; 井口 将秀; 布谷 嘉彦; 礒野 高明; et al.

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 25(3), p.4200305_1 - 4200305_5, 2015/06

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Engineering, Electrical & Electronic)

JAEA procures all superconductors for central solenoid (CS) in the ITER project. The cable is inserted into a conduit and compacted with it. During the insertion, the number of the rotation at the point ($$N_{p}$$) of the TF cable increased linearly to 50 against the inserted cable length ($$l_{i}$$). At first, $$N_{p}$$ of the CS cable also increased linearly by $$l_{i}$$ of 150 m. However, the increasing rate declined and the $$N_{p}$$ became constant to 30 at 600 m. During the compaction, the number of the rotation at the tail ($$N_{t}$$) of the CS cable increased linearly to 69 against the compacted cable length ($$l_{c}$$). It is important to measure not only $$N_{p}$$ but also $$N_{t}$$ because the rotation affects the twist pitch of the cable ($$l_{p}$$). After manufacturing the CS conductor, an X-ray transmission imaging made clear the $$l_{p}$$ along the whole length of the conductor for the first time. The $$l_{p}$$ peaked at the point; thus, a conductor sample should be taken there to investigate the effect of the $$l_{p}$$ elongation on the conductor performance.

論文

Fabrication process qualification of TF Insert Coil using real ITER TF conductor

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:100(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.

論文

Optimization of heat treatment of Japanese Nb$$_3$$Sn conductors for toroidal field coils in ITER

名原 啓博; 辺見 努; 梶谷 秀樹; 尾関 秀将; 諏訪 友音; 井口 将秀; 布谷 嘉彦; 礒野 高明; 松井 邦浩; 小泉 徳潔; et al.

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 24(3), p.6000605_1 - 6000605_5, 2014/06

ITERトロイダル磁場コイル用Nb$$_3$$Sn超伝導導体は、超伝導物質であるNb$$_3$$Snを生成するための熱処理を必要とし、その熱処理パターンによって導体性能が変わり得る。そこで、従来の熱処理パターンで得られていた導体性能に比べ、熱処理パターンの最適化による導体性能の向上を試みた。まず、導体を構成する超伝導素線を対象とし、臨界電流,ヒステリシス損失,残留抵抗比に関して、最適な熱処理パターンを見いだした。次に、その最適な熱処理パターンを短尺の導体サンプルに適用し、実規模導体試験装置を用いて導体性能の試験を行った。その結果、繰返し負荷に対する分流開始温度の低下度合いは、従来の熱処理パターンに比べて小さく抑えることができた。また、交流損失は従来の熱処理パターンとほぼ同じ値を維持することができた。本試験で用いた導体サンプルは、ITERの調達取り決め(PA)における量産段階の導体から切り出したものであり、ともにPAの合格基準を満足することができた。

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:13 パーセンタイル:32.48(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

Cabling technology of Nb$$_3$$Sn conductor for ITER central solenoid

高橋 良和; 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; 宇野 康弘; et al.

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 24(3), p.4802404_1 - 4802404_4, 2014/06

 被引用回数:17 パーセンタイル:23.18(Engineering, Electrical & Electronic)

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ている。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$$_3$$n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。撚線は5段階の撚線で構成され、6本の4次撚線を中心チャンネルの周りに撚り合せたものである。最近、従来の設計より短い撚りピッチの撚線の導体が短尺導体試験(サルタン試験)において繰り返し通電による超伝導性能劣化がない非常に良い特性を示した。しかし、撚りピッチが短いため、同じ外径の撚線を製作するには、より大きなコンパクションを撚線製作時に加える必要があるので、コンパクション・ローラを工夫し、超伝導素線へのダメージを小さくする必要がある。本講演では、この短い撚りピッチの撚線の製作技術及び素線へのダメージの検査方法などについて報告する。

論文

Examination of Nb$$_{3}$$Sn conductors for ITER central solenoids

名原 啓博; 辺見 努; 梶谷 秀樹; 尾関 秀将; 井口 将秀; 布谷 嘉彦; 礒野 高明; 高橋 良和; 松井 邦浩; 小泉 徳潔; et al.

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 23(3), p.4801604_1 - 4801604_4, 2013/06

 被引用回数:7 パーセンタイル:51.86(Engineering, Electrical & Electronic)

ITER中心ソレノイド用Nb$$_{3}$$Sn導体の性能試験を行った。定格負荷の10000サイクルの間、導体の分流開始温度はサイクル数に対してほぼ直線的に低下した。一方、70%の負荷のサイクルでは分流開始温度はほとんど低下しなかった。また、85%の負荷のサイクルでも分流開始温度はほとんど低下しなかったが、急に0.2Kも低下する現象が見られた。これは素線の何らかの大きな変形が導体内部で生じたものと考えられる。ACロスはTFコイル用導体の約4分の1に低下し、撚線のツイストピッチを短くした効果が現れた。性能試験後にサンプルを解体したところ、高磁場領域でNb$$_{3}$$Sn素線が大きく変形していることを確認した。

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中心ソレノイド用超伝導導体の導体性能評価

名原 啓博; 辺見 努; 梶谷 秀樹; 尾関 秀将; 井口 将秀; 布谷 嘉彦; 礒野 高明; 松井 邦浩; 小泉 徳潔; 堤 史明; et al.

no journal, , 

ITER中心ソレノイド(CS)用超伝導導体はすべて日本が調達する。CSはパルス運転を行うため、最大6万回の繰り返し負荷を想定しているが、実規模導体試験装置(SULTAN)を用いた短尺試作導体サンプルの性能試験で、分流開始温度(Tcs)が繰り返し負荷数に対してほぼ直線的に低下する結果が得られ、問題となっていた。そこで、撚線の機械的強度を高めるため、1次から4次の各撚りピッチを当初の約半分に短くした導体を4本製作した。その導体性能をSULTANを用いて評価した結果、Tcsはサイクル数に対して低下しないことが確認され、CS用超伝導導体の製作を本格的に開始した。

口頭

ITER中心ソレノイド(SC)コイル用Nb$$_{3}$$Sn撚線の開発

高橋 良和; 名原 啓博; 尾関 秀将; 辺見 努; 布谷 嘉彦; 礒野 高明; 押切 雅幸; 堤 史明; 宇野 康弘; 渋谷 和幸*; 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ている。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。撚線は5段階の撚線で構成され、6本の4次撚線を中心チャンネルの周りに撚り合せたものである。最近、従来の設計より短い撚りピッチの撚線の導体が短尺導体試験(サルタン試験)において繰り返し通電による超伝導性能劣化がない非常に良い特性を示した。しかし、撚りピッチが短いため、同じ外径の撚線を製作するには、より大きなコンパクションを撚線製作時に加える必要があるので、コンパクション・ローラを工夫し、超伝導素線へのダメージを小さくする必要がある。本講演では、この短い撚りピッチの撚線の製作技術及び素線へのダメージの検査方法などについて報告する。

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 CSコイル用Nb$$_3$$Sn超伝導導体の性能試験

名原 啓博; 諏訪 友音; 辺見 努; 梶谷 秀樹; 尾関 秀将; 櫻井 武尊; 井口 将秀; 布谷 嘉彦; 礒野 高明; 松井 邦浩; et al.

no journal, , 

ITER中心ソレノイド(CS)用超伝導導体は全て日本が調達する。その超伝導性能を確認するため、実規模導体試験装置(SULTAN)を用いて短尺試作導体サンプルの試験を行った。CSはパルス運転を行うため、超伝導導体に最大6万回の繰り返し負荷が加わるが、SULTANを用いて評価した結果、分流開始温度が繰り返し負荷数に対して低下しないことを確認した。また、従来の導体サンプルに比べて交流損失を30$$sim$$50%程度低下できたことを確認した。これにより、CS用超伝導導体性能に関する知見を深めると共に、その信頼性を向上することができた。

口頭

ITER導体用撚線の開発と製作

高橋 良和; 名原 啓博; 布谷 嘉彦; 諏訪 友音; 堤 史明; 押切 雅幸; 尾関 秀将; 渋谷 和幸*; 河野 勝己; 川崎 努*; et al.

no journal, , 

ITER中心ソレノイドの導体用撚線は、撚りピッチが短い導体は電磁力の繰り返し負荷に対する超伝導性能の低下がないことは既に報告した。撚りピッチが短い撚線は撚り合わせて圧縮成形する前の外径が大きくなるため、圧縮成形作業において圧縮率が高くなり、素線の変形を小さくする必要がある。このため、撚りピッチを最適化するための試作を行った。その結果、素線のダメージ(変形)は画期的に小さくなった。並行して、人工的に変形を施した素線のIcを測定し、変形のIcへの影響を測定した。両者の結果より、Icが低下しない撚線を開発することができたので実機撚線の製作を開始した。また、この撚線の機械的特性を引張試験により評価した。試作状況,機械的特性と合わせて、実機撚線の製作状況を報告する。

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。

口頭

ITER導体性能評価用試験コイルの製作

礒野 高明; 河野 勝己; 尾関 秀将; 佐藤 稔; 齊藤 徹; 西野 克巳

no journal, , 

ITER超伝導導体の導体性能を評価するために、試験コイルを製作した。試験コイルは外径約1.5m、約9ターンのコイルで、原子力機構が保有するCSモデル・コイル試験装置に組み込み試験する。この試験コイルは、中心ソレノイド(CS)実機導体を用いて製作した。CS導体は、1辺49mmの角形の外形で、576本のNb$$_{3}$$Sn超伝導線を用いたケーブルが挿入されており、13Tの磁場中で40kA通電する。試験コイルの製作手順は、約40mのCS実機導体を1.5mの直径に巻いた後、両端にターミナルを製作し、超伝導生成熱処理後、ターン絶縁を巻き、対地絶縁施工後、上下フランジを組込み、計測素子を取り付ける。試験コイルの製作前に、同じ長さのダミー導体を用いてコイルを試作し、その製作要領を実証して、試験コイルの製作を行った。本発表では、試作及び実機製作の結果を報告する。

口頭

ITER中心ソレノイド用超伝導導体の量産化と導体性能

名原 啓博; 諏訪 友音; 辺見 努; 梶谷 秀樹; 尾関 秀将; 櫻井 武尊; 井口 将秀; 布谷 嘉彦; 礒野 高明; 松井 邦浩; et al.

no journal, , 

量産を開始したITER中心ソレノイド(CS)用超伝導導体の導体性能を初めて評価した。長さ918mの導体を製作する際、撚線先端の5次撚りピッチが450mm(設計値)から530mmに伸長するため、これが導体性能に影響を及ぼし得るかを調べることが重要であった。試験の結果、交流損失への影響はほとんど無いことが分かった。一方、繰返し通電に対して分流開始温度測定時の常伝導転移定義電圧(100$$mu$$V/m)以下の領域で電圧がより低温で発生する結果を得た。ただ、その量はわずかであり、6万回の繰返し通電を経てもITERの要求性能を満たすため、本導体を実機CSに使用できることを明らかにした。

口頭

ITER TF導体を用いたインサート・コイルの製作

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。

口頭

ITER中心ソレノイド用超伝導導体の製作状況

名原 啓博; 諏訪 友音; 尾関 秀将; 櫻井 武尊; 梶谷 秀樹; 井口 将秀; 辺見 努; 布谷 嘉彦; 礒野 高明; 松井 邦浩; et al.

no journal, , 

ITERの中心ソレノイド(CS)に用いる超伝導導体は、全て日本が製作する。2015年10月末の時点で、長さ613mの導体を4本、918mの導体を16本製作した。これは導体全量の40%に相当し、今後2年で残り60%を製作する。日本が製作した導体を用いてCSを製作するのは米国の担当であり、順次、導体を米国に輸送している。製作した超伝導導体の性能は、スイスの試験装置と日本の試験装置で調べており、いずれもCSに要求される性能を十分な裕度で満たしていることを確認した。

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