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論文

Benchmarking of mechanical test facilities related to ITER CICC steel jackets

Vostner, A.*; Pong, I.*; Bessette, D.*; Devred, A.*; Sgobba, S.*; Jung, A.*; Weiss, K.-P.*; Jewell, M. C.*; Liu, S.*; Yu, W.*; et al.

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 23(3), p.9500705_1 - 9500705_5, 2013/06

 被引用回数:11 パーセンタイル:41.61(Engineering, Electrical & Electronic)

ITERの超伝導コイルシステムで使用されるITER用ケーブルインコンジット導体は、ステンレス管(ジャケット)に300本から1440本の素線で構成されるケーブルを収めた構造である。ジャケットは、円形、又は角形のものが用いられ、低炭素型AISI316LNグレードのステンレス鋼又は高マンガンステンレス鋼JK2LBが使用されている。国内機関の試験装置、ITERから指定されたCERN、カールスルーエ工科大学において、ジャケットの母材及び溶接継手の機械試験を室温及び低温(7K以下)で行った。その結果、測定された特性は、各試験装置間でほぼ一致した。本論文では、試験装置のベンチマーク的な観点で、試験結果をまとめ、比較した結果について述べる。

論文

Preparation for the ITER central solenoid conductor manufacturing

濱田 一弥; 布谷 嘉彦; 礒野 高明; 高橋 良和; 河野 勝己; 齊藤 徹; 押切 雅幸; 宇野 康弘; 小泉 徳潔; 中嶋 秀夫; et al.

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 22(3), p.4203404_1 - 4203404_4, 2012/06

 被引用回数:14 パーセンタイル:34.75(Engineering, Electrical & Electronic)

ITER計画において、原子力機構は、日本のITER国内機関として、中心ソレノイド導体の調達を担当している。CS導体は、外形49mm角,内径32.6mmの矩形円管(ジャケット)に直径0.8mmのNb$$_{3}$$Sn超伝導素線576本と銅線288本を束ねたケーブルを挿入した構造である。ジャケット材料には日本が開発した高マンガンステンレス鋼であるJK2LBを使用する。導体は、(1)51.3mm角,長さ7mのジャケットを溶接接続して900mの直線管を製作し、(2)ケーブルを引き込み,(3)外形を49mm角に圧縮成形(コンパクション)しながら直径4mに仮巻きして製作する。仮巻きされた導体は、米国に送付され、中心ソレノイドコイルに仕上げられてITERに組み込まれる。導体製作を開始する準備作業として、(1)ジャケット機械試験,(2)溶接材料選定のための溶接試験,(3)100mのケーブルを用いた滑り摩擦係数の測定,(4)コンパクション及び巻き取り後の断面変形特性試験、を実施した。これらのR&Dにより、中心ソレノイド導体の調達開始のための製作技術を確認でき、調達準備が整った。

論文

Status of ITER conductor development and production

Devred, A.*; Backbier, I.*; Bessette, D.*; Bevillard, G.*; Gardner, M.*; Jewell, M.*; Mitchell, N.*; Pong, I.*; Vostner, A.*

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 22(3), p.4804909_1 - 4804909_9, 2012/06

 被引用回数:106 パーセンタイル:2.4(Engineering, Electrical & Electronic)

ITERマグネットシステムは18個のTFコイル,6個のPFコイル,6モジュールのCSコイル,9組の補正コイルから構成される。これらはすべてCIC導体を巻線して作られ、CIC導体は超伝導素線と銅素線を多段階撚りでケーブル状にし、オーステナイト系ステンレス鋼管の中に組み込んで製作される。TF及びCSコイルには約500トンのNb$$_3$$Sn素線が、PF及び補正コイルには約250トンのNbTi素線が必要となる。Nb$$_3$$Sn素線の必要量は既存の工業生産能力を遥かに超えており、世界的に生産能力を上げる必要がある。ITER機構が技術的要求を定めた後、ITERの6つの国内機関(中国,ヨーロッパ,日本,韓国,ロシア,米国)の間で導体の製作分担を決めた。本稿では、現在進行しているITER用導体の製作状況を示す。最も製作が進行しているのはTFコイル用導体であり、6つの全国内機関で製作会社の承認が成され、既に全量の30%以上が、ITER機構の開発したITER導体データベースに登録されている。

論文

Addressing the technical challenges for the construction of the ITER Central Solenoid

Libeyre, P.*; Bessette, D.*; Jewell, M.*; Jong, C.*; Lyraud, C.*; Rodriguez-Mateos, M.*; 濱田 一弥; Reiersen, W.*; Martovetsky, N.*; Rey, C.*; et al.

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 22(3), p.4201104_1 - 4201104_4, 2012/06

 被引用回数:6 パーセンタイル:57.29(Engineering, Electrical & Electronic)

ITER中心ソレノイド(CS)は、ブラズマ電流の誘起とプラズマの上下方向の安定性を得るために必要であり、高さ12.5m,直径4mで上下方向に6分割された構造の超伝導コイルである。CS用超伝導導体には、Nb$$_{3}$$Sn線材が使用され、13T, 40kAで運転される。CSは6万回の繰返し電磁力に耐えることが要求される。日本は導体を製作して、米国に送付し、米国では、コイル形状への加工及び超伝導コイルへの仕上げを担当する。CSを開発するための国際的な取り組みとして、コイルの試作に先立ち、ジャケット,絶縁及び構造物の開発及び機械特性試験が行われた。また、コイル試作のための、コイル形状への加工技術の開発,導体の接続技術の開発、及び高応力集中が予想される冷媒導入部の設計,モックアップの製作が行われた。これらの成果について発表する。

論文

First qualification of ITER toroidal field coil conductor jacketing

濱田 一弥; 高橋 良和; 礒野 高明; 布谷 嘉彦; 松井 邦浩; 河野 勝己; 押切 雅幸; 堤 史明; 小泉 徳潔; 中嶋 秀夫; et al.

Fusion Engineering and Design, 86(6-8), p.1506 - 1510, 2011/10

 被引用回数:9 パーセンタイル:34.54(Nuclear Science & Technology)

日本原子力研究開発機構は、国際熱核融合実験炉(ITER)の日本の極内実施機関として、トロイダル磁場コイル及び超伝導導体の調達を担当している。TFコイル用導体は、直径0.8mmの超伝導素線900本,銅線522本を束ね合せて、直径43.7mm,肉厚2mmのステンレス保護管(ジャケット)に収めた構造であり、最大長さは760mである。超伝導導体の調達は、2008年から開始され、メーカーの協力を得て素線,撚線,ジャケット管及び導体製作装置の製作が進展した。その結果、2010年12月に導体を製作する準備が整った。まず、はじめに導体の製作作業要領を実証するために、760m長さの模擬導体の製作を行い、成功裏に完了した。TF導体の製作は日本以外に、欧州,韓国,米国,ロシア及び中国も担当しており、日本は他極に先駆けて導体製作技術を確立し、実機導体の製作を開始した。講演では、模擬導体製作技術として、溶接,検査,撚線の引込み,巻取り等に関する結果を報告する。

論文

Stability and quench analysis of toroidal field coils for ITER

高橋 良和; 吉田 清; 名原 啓博; 枝谷 昌博*; Bessette, D.*; Shatil, N.*; Mitchell, N.*

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 17(2), p.2426 - 2429, 2007/06

 被引用回数:13 パーセンタイル:40.51(Engineering, Electrical & Electronic)

ITER-TFコイルは、18個のD型コイルで構成されている。運転電流値は68kA,最大磁場は11.8T,全蓄積エネルギーは約41GJである。導体はNb$$_{3}$$Snのケーブル・イン・コンジット(CIC)型で、中心チャンネルを有し、冷却長は約380mである。コイルの性能を十分な精度で予測するために、磁場が高く、温度マージンの小さい部分について、熱流体解析コードを用いて、安定性を解析した。TF巻線部,コイル容器,冷凍機の熱交換器を含む全系の熱流体解析は準3次元モデルのコードVINCENTAで行った。安定性解析は、1次元モデルの熱流体及び電気的解析コードGANDALFを用いて行った。流路の出入口における境界条件はVINCENTAの結果を用いた。素線の機械的動きによる擾乱とプラズマ・ディスラプションによる擾乱の2通りの場合を想定して、安定性解析を行った。その結果、TFコイルは、十分な安定性マージンを有し、安定に運転できることが示された。また、クエンチ時における導体の最高温度を解析した結果、設計基準の150K以下であったので、クエンチしてもコイルは健全であることが確認できた。

論文

Performance of joints in the CS model coil and application to the full size ITER coils

高橋 良和; 吉田 清; Mitchell, N.*; Bessette, D.*; 布谷 嘉彦; 松井 邦浩; 小泉 徳潔; 礒野 高明; 奥野 清

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 14(2), p.1410 - 1413, 2004/06

 被引用回数:10 パーセンタイル:49.71(Engineering, Electrical & Electronic)

ITERトロイダル磁場(TF)及び中心ソレノイド(CS)コイル用導体は、外径約0.8mmのNb$$_{3}$$Sn超電導素線を約1000本撚線したものを金属製コンジットの中に挿入したCIC型である。その定格電流値は、40-68kAである。CSモデル・コイル計画において開発した2種類のジョイント(ラップ型とバット型)は、その目標性能が通電実験により達成された。TFコイルの場合、D型の巻線部から離れた位置にジョイント部を置くことにより、その最高磁場は2.1Tとなり、巻線部の最高磁場11.8Tに比べて、かなり低減できる。CSコイルのジョイント部は、スペ-スが限られているため巻線部の外周に埋め込み、ジョイント部の最高磁場を3.5Tに抑える。これらのジョイントは、導体巻線部の出口に直列に繋げられ、冷却される。ジョイントの電気抵抗による冷媒の温度上昇を、冷凍機への熱負荷の制限により0.15K以下に設計した。ITER実機コイルの運転条件において実験デ-タをもとに性能を評価し、これらのジョイントがITER実機コイルに適用可能であることを明らかにした。

論文

Proposals for the final design of the ITER central solenoid

吉田 清; 高橋 良和; Mitchell, N.*; Bessette, D.*; 久保 博篤*; 杉本 誠; 布谷 嘉彦; 奥野 清

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 14(2), p.1405 - 1409, 2004/06

 被引用回数:16 パーセンタイル:37.56(Engineering, Electrical & Electronic)

ITER中心ソレノイド(CS)は、半径2mで高さ12mの円筒状の超伝導マグネットで、6個のパンケーキ巻線から構成され、プラズマの形状制御に使用される。6個のパンケーキ巻線は巻線間の圧力を保つために、軸方向に圧縮する構造物で支持される。CS導体はNb$$_{3}$$Snケーブルとステンレス鋼のコンジットから構成されるケーブル・イン・コンジット導体である。CSモデル・コイルの実験結果を反映させると、運転のマージンを見直す必要があり、さらに大きなケーブル、または電流容量がより大きいケーブルが必要とされた。そこで、超伝導素線にブロンズ法(NbTi)$$_{3}$$Snを採用するとともに、コンジットに高Mnステンレス鋼を用いることとした。その結果、ケーブルの大きさを抑え、疲労限界以下で設計できることがわかった。また、応力集中の発生しやすいヘリウム冷媒入口の構造の改善,電流口出し部の補強部の見直しを行った。さらに、6個のモジュールを締付ける構造物を、9分割にすることにより、冷却配管の応力を低減した。以上の改良を施したCSコイルはITERの要求性能をすべて満足する見通しが得られた。

論文

Key features of the ITER-FEAT magnet system

奥野 清; Bessette, D.*; Ferrari, M.*; Huguet, M.*; Jong, C.*; 喜多村 和憲*; Krivchenkov, Y.*; Mitchell, N.*; 瀧上 浩幸*; 吉田 清; et al.

Fusion Engineering and Design, 58-59, p.153 - 157, 2001/11

 被引用回数:2 パーセンタイル:78.97(Nuclear Science & Technology)

ITERマグネット・システムは18個のトロイダル・コイル、中心ソレノイド、6個のポロイダル・コイルで構成される。これらマグネットの設計にあたっては、いくつもの技術的課題を解決するとともに、ITERのミッションを達成するため、これまでにない特徴を有する設計となった。会議では、これらマグネットの設計の詳細について報告する。

論文

First test results for the ITER central solenoid model coil

加藤 崇; 辻 博史; 安藤 俊就; 高橋 良和; 中嶋 秀夫; 杉本 誠; 礒野 高明; 小泉 徳潔; 河野 勝己; 押切 雅幸*; et al.

Fusion Engineering and Design, 56-57, p.59 - 70, 2001/10

 被引用回数:17 パーセンタイル:22.31(Nuclear Science & Technology)

ITER中心ソレノイド・モデル・コイルは、1992年より設計・製作を開始し、1999年に完成した。2000年2月末に原研に建設されたコイル試験装置への据え付けが終了し、3月より第1回のコイル実験が開始され、8月末に終了した。本実験により、コイルの定格性能である磁場13Tを達成したとともに、コイルに課せられた設計性能が十分に満足されていることを実証することができた。本論文は、上記実験結果につき、直流通電、急速励磁通電、1万回サイクル試験結果としてまとめる。また、性能評価として、分流開始温度特性、安定性特性、クエンチ特性についても言及する。

論文

Progress of the ITER central solenoid model coil programme

辻 博史; 奥野 清*; Thome, R.*; Salpietro, E.*; Egorov, S. A.*; Martovetsky, N.*; Ricci, M.*; Zanino, R.*; Zahn, G.*; Martinez, A.*; et al.

Nuclear Fusion, 41(5), p.645 - 651, 2001/05

 被引用回数:53 パーセンタイル:15.64(Physics, Fluids & Plasmas)

ITERを構成する3群の超伝導コイルでは、中心ソレノイド・コイルが最も高い磁場13Tを0.4T/s以上の速度で急速励起するパルス動作が要求される点で、最も技術的難度の高いコイルである。そこで中心ソレノイド・コイル工学設計の妥当性を確認し、併せてコイルの製作技術を開発する目的で、中心ソレノイド・モデル・コイルの開発が進められてきた。約8年をかけて完成したモデル・コイルの実験がこの程、国際共同作業として原研で実施され、技術開発目標をすべて満足する実験成果と貴重な技術データが得られた。

口頭

Updating the design of the poloidal field coils for the ITER magnet system

吉田 清; 高橋 良和; Jong, C.*; Bessette, D.*; Mitchell, N.*

no journal, , 

ITERマグネットシステムは18個のTFコイル,6個のPFコイル,6個のCSモジュール,18個の補正コイルから構成される。PFコイルは、一部がトカマク装置の下部に配置されるため、交換修理が困難であるが、コイルの電気絶縁はガラスエポキシを用いるため、修理性を確保する必要がある。このため導体のターン間絶縁に金属層を挟んだ二重の絶縁層を設け、1層目の絶縁層を監視することにより短絡事故を防止するとともに、万一、パンケーキに不具合が出た場合でもバイパス接続して、不具合パンケーキをコイルから電気的に分離できるようにする(バックアップモード)。PFコイルは超伝導材料にNbTi素線を用いるため、パンケーキをバイパスするための接続変更作業を巻線の近くで行い、クライオスタット内で修理することは可能である。しかし、バックアップモードでは、分離したパンケーキ分だけ電流が増加する。本報告では、バイパス接続をするコイルの修理案の具体的な検討結果を示す。また、修理によって増加する電流の条件での導体の熱解析を行い、バックアップモードでも十分の余裕を持って設計できることを確認した。

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