JOPSS:検索結果一覧

検索結果：　15 件中 1件目～15件目を表示

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

報告書

HTTR水素製造システム実規模単一反応管試験装置の熱交換器の伝熱性能評価結果(受託研究)

清水明; 大橋弘史; 加藤道雄; 林光二; 会田秀樹; 西原哲夫; 稲葉良知; 高田昌二; 森崎徳浩; 榊明裕*; et al.

JAERI-Tech 2005-031, 174 Pages, 2005/06

JAERI-Tech-2005-031.pdf:20.71MB

従来、高温ガス炉と水素製造設備を接続するためのシステムインテグレーション技術の確立を目的として、HTTRへメタンガスの水蒸気改質による水素製造設備の接続が検討されて来た。その水素製造設備のモックアップモデルである実規模単一反応管試験装置を2001年度に完成し、これまでに水蒸気改質器をはじめ、各種の熱交換器に関する運転データを取得した。本報告では試験装置の水蒸気改質器,蒸気過熱器,蒸気発生器,放熱器,ヘリウムガス冷却器,原料ガス加熱器,原料ガス過熱器等、試験に使用した熱交換器の仕様と構造,文献に掲載された管外と管内の熱伝達率算出式を摘出整理した。また、試験において実測された各熱交換器の出入口温度,圧力,流量のデータから伝熱性能を評価するコードを新規作成した。実測データから得られた熱貫流率と、伝熱式を使って計算した熱貫流率とを比較し評価した。その結果、全機器において伝熱性能と熱効率が妥当であることが確認できた。

報告書

HTTR水素製造システム実規模単一反応管試験装置の改善事項(受託研究)

榊明裕*; 加藤道雄; 林光二; 藤崎勝夫*; 会田秀樹; 大橋弘史; 高田昌二; 清水明; 森崎徳浩; 前田幸政; et al.

JAERI-Tech 2005-023, 72 Pages, 2005/04

JAERI-Tech-2005-023.pdf:14.86MB

水素製造システムと高温ガス炉の接続技術の確立のため、水蒸気改質法によるHTTR水素製造システム実規模単一反応管試験装置を平成13年度に製作し、同年度に機能試験運転を実施した。引き続き、平成13年度から16年度まで7回の試験運転を実施した。運転期間中に発生した不具合については、その都度、原因の究明,対策案による試験装置の改善を行い、試験を続行してきた。これにより、各種試験を行い、所定の目的を達成した。本報告は、平成13年から平成16年までに実施した試験装置の改善項目について記述したものである。

論文

Evaluation of critial current performance of 13 T-46 kA steel-jacketed Nb $_{3}$ Al conductor

小泉徳潔; 東克典*; 土屋佳則; 松井邦浩; 高橋良和; 中嶋秀夫; 西島元; 布谷嘉彦; 安藤俊就; 礒野高明; et al.

Fusion Engineering and Design, 58-59, p.1 - 5, 2001/11

https://doi.org/10.1016/S0920-3796(01)00465-3

被引用回数：2 パーセンタイル：19.66(Nuclear Science & Technology)

13T-46kAステンレスコンジット導体Nb $_{3}$ Alを開発し、その臨界電流性能を評価した。Nb $_{3}$ Alは強度が高いために、ステンレスコンジットを使用しても、そこにかかる歪は0.4%以下と評価できる。これによる臨界電流の劣化度は10%と小さい。実験では、サンプル製作の都合上、Nb $_{3}$ Alに熱歪がかからなかった。本サンプルの臨界電流値には劣化がなく、実際のコイルの導体でも、この測定値より10%程度低い臨界電流値となる。よって、臨界電流値は100kAと予想され、十分な裕度がある。

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

https://doi.org/10.1016/S0920-3796(01)00235-6

被引用回数：17 パーセンタイル：74.85(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

https://doi.org/10.1088/0029-5515/41/5/319

被引用回数：57 パーセンタイル：83.02(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。

論文

ITERモデル・コイルの実験結果(速報); 13T-640MJ・Nb $_{3}$ S $_{n}$ パルス・コイル

高橋良和; 安藤俊就; 檜山忠雄; 中嶋秀夫; 加藤崇; 杉本誠; 礒野高明; 押切雅幸*; 河野勝己; 小泉徳潔; et al.

低温工学, 35(7), p.357 - 362, 2000/07

https://doi.org/10.2221/jcsj.35.357

ITER計画において開発された中心ソレノイド(CS)モデルコイルの実験が行われているので、その結果のみ速報として報告する。直流定格通電試験においては、クエンチすることなく、定格電流値46kAまで、通電することができた。その時の発生磁場は13T、蓄積エネルギーは640MJである。また、遮断試験において、最大電圧4.8kVが発生する実験を行い、コイルの健全性を研究した。また、JT-60電源を用いたパルス実験を行い、0.5T/sの通電を行った。これらの実験によるコイルの超電導特性について、報告する。

論文

Development of a 13T-46kA Nb $_{3}$ Sn conductor and central solenoid model coils for ITER

高橋良和; 安藤俊就; 檜山忠雄; 中嶋秀夫; 加藤崇; 杉本誠; 礒野高明; 押切雅幸*; 河野勝己; 小泉徳潔; et al.

Fusion Engineering and Design, 41(1-4), p.271 - 275, 1998/09

https://doi.org/10.1016/S0920-3796(98)00236-1

被引用回数：4 パーセンタイル：38.68(Nuclear Science & Technology)

原研において、ITER-EDAのもと、中心ソレノイド(CS)モデル・コイルを開発している。本コイル閉導体は、Nb $_{3}$ Snが用いられ、ほぼ完成しつつある。導体接続部、熱処理及び巻線技術のR&Dが行われ、それぞれの技術が確立された。これを踏まえて、外層モジュール(8層)の最初の1層の巻線が完成した。本コイルは、1998年に完成し、原研の試験装置において実験が行われる予定である。

論文

核融合装置用大電流超電導導体の性能評価試験装置

高橋良和; 押切雅幸*; 河野勝己; 塙博美*; 今橋浩一*; 関秀一*; 大都起一*; 若林宏*; 高野克敏*; 宇野康弘*; et al.

低温工学, 33(5), p.323 - 333, 1998/00

https://doi.org/10.2221/jcsj.33.323

核融合装置に用いられる大電流超電導導体の性能を、超電導コイルの開発段階において、評価するための装置が完成した。外部磁場11T、通電電流値60kA、冷媒温度5~16Kの条件で、サンプルを評価することが可能である。本装置を用いて、中心ソレノイド・モデル・コイル用導体及び導体接続部の実験を行う予定である。本装置の設計とともに、試運転の結果を報告する。

論文

SMESモデルコイル; 直流通電特性

礒野高明; 布谷嘉彦; 濱田一弥; 松井邦浩; 杉本誠; 小泉徳潔; 伊藤智庸*; 種田雅信*; 渡辺郁雄*; 野澤正信*; et al.

低温工学, 33(7), p.473 - 478, 1998/00

https://doi.org/10.2221/jcsj.33.473

SMESモデルコイルは、100kwh/20MWのSMESパイロットプラントのR&Dとして製作され、20kA定格で2.8Tの磁界を発生する。直流通電試験の結果、定格まで安定に通電でき、最大30kAまで通電した。温度を上げて限界性能を測定した結果、素線の性能から期待されるコイル性能を有し、劣化がないことが判明した。

論文

Construction and commissioning test results of the test facility for the ITER CS model coil

中嶋秀夫; 檜山忠雄; 加藤崇; 河野勝己; 礒野高明; 杉本誠; 小泉徳潔; 濱田一弥; 布谷嘉彦; 松井邦浩; et al.

Fusion Technology, 30, p.1248 - 1252, 1996/12

原研では、ITER工学R&Dの一環として、CSモデルコイルを試験するための試験装置を建設した。本装置では、1995年10月までに、コンピュータ・システムを除くすべてについて性能試験が完了した。例えば、液化システムにおいては、801l/hの液化能力、液化能力114l/hのもとでの冷凍能力5.03kWを達成し、ITER実機で必要とされる液化システム開発における中間目標を実証した。本報告では、試験装置全般の建設と性能試験結果について報告する。

論文

Development of high strength austenitic stainless steel for conduit of Nb $_{3}$ Al conductor

中嶋秀夫; 布谷嘉彦; O.Ivano*; 安藤俊就; 川崎勉*; 塙博美*; 関秀一*; 高野克敏*; 辻博史; 佐藤雄一*; et al.

Advances in Cryogenic Engineering Materials, Vol.42, p.323 - 330, 1996/00

https://doi.org/10.1007/978-1-4757-9059-7_43

Nb $_{3}$ Al導体は、超伝導材料であるNb $_{3}$ Alを生成するために、750~800 $^{circ}$ Cで30~50時間の熱処理をして使用される。このため、コンジット材料も同等な熱処理を受けることになる。この熱処理は、通常ステンレス鋼では材料の脆化を引きおこす。そこで、このような熱処理を受けても十分に延性のある高強度材料を開発した。本件ではこの結果について報告する。

論文

Experimental results of 40-kA Nb $_{3}$ Al cable-in-conduit conductor for fusion machines

高橋良和; 杉本誠; 礒野高明; 中嶋秀夫; 安藤俊就; 押切雅幸*; 細野史一*; 和田山芳英*; 佐々木知之*; 塙博美*; et al.

IEEE Transactions on Magnetics, 30(4, Part2), p.2531 - 2534, 1994/07

核融合実験炉のトロイダル磁場コイル用導体として、40kA級Nb $_{3}$ Alケーブル・イン・コンジット型導体を開発し、その超電導評価試験を行った。この導体は、ITER-CDAの要求磁界11.2Tにおいて、46kAまで通電することができた。また、導体の臨界電流値は、素線のそれと比較すると、製作作業中及びクールダウン中における劣化は認められなかった。また、Nb $_{3}$ Alは機械的特性が従来のNb $_{3}$ Snに比べて優れていることから、Nb $_{3}$ Alは、近い将来、トロイダル磁場コイル用導体の第一候補となると考えられる。

報告書

40kA級Nb $_{3}$ Al導体・直状サンプル実験結果

高橋良和; 杉本誠; 礒野高明; 押切雅幸*; 細野史一*; 和田山芳英*; 佐々木知之*; 塙博美*; 関秀一*; 若林宏*; et al.

JAERI-M 93-072, 55 Pages, 1993/03

JAERI-M-93-072.pdf:1.42MB

核融合実験炉のトロイダル磁場コイル用導体として、40kA級Nb $_{3}$ Al導体を開発し、その通電実験を行った。Nb $_{3}$ Alは現在主流であるNb $_{3}$ Snより機械的特性に秀れているが、製作方法が困難であるため、実用化されなかったが、ジェリーロール法により、はじめて実用化した。実験の結果、ITERの仕様値を上回る。磁場11.2Tにおいて、46kAまで通電することができた。これにより、Nb $_{3}$ Sn導体とほぼ同じレベルに達したので、Nb $_{3}$ Alは、トロイダル磁場コイル用導体の第一候補となることが、期待できる。

論文

AC losses of the Toroidal Model Pancake(Hollow conductor type)

細野史一*; 杉本誠; 塚本英雄*; 押切雅幸*; 塙博美*; 関秀一*; 佐々木知之*; 小泉徳潔; 礒野高明; 高橋良和; et al.

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 3(1), p.535 - 538, 1993/03

https://doi.org/10.1109/77.233763

被引用回数：1 パーセンタイル：23.77(Engineering, Electrical & Electronic)

TMPは、ITER/FER用トロイダル磁場コイルへの適用を目指して開発が進められた。トロイダル磁場コイルは、CSコイルと同様にプラズマディスラプションの観点からACロスを低減することが重要な課題となる。TMPは、ホロー型強制冷凍導体が用いられ、素線は、フィラメント径4mのブロンズ泡Nb $_{3}$ Smを用いた。これは、ヒステリシス損失を低減することを目的としている。また、安定化材は、渦電流損失を低減するために、12分割した。ただし、この導体の場合、カップリングロスは大きいことが予想されるので、十分な調査が必要となる。TMPのACロス測定及び解析の結果、有効フィラメント径4m(フィラメント径と等しい値)及び損失時定数~1secであることが分った。この損失時定数は、バンドル導体のものと比較して大きな値である。

論文

Test results of the DPC-TJ; Electromagnetic performance

小野通隆*; 向博志*; 嶋田守*; 和智良裕*; 藤岡勉*; 礒野高明; 奥野清; 高橋良和; 杉本誠; 樋上久彰*; et al.

Cryogenics, 33(6), p.586 - 591, 1993/00

https://doi.org/10.1016/0011-2275(93)90114-4

被引用回数：5 パーセンタイル：35.93(Thermodynamics)

核融合炉用大型高性能超電導コイルの高電流密度化を目指し、原研と東芝は共同研究にてDPC-TJコイルを開発した。本論文はDPC-TJコイルの通電実験結果について述べる。DPC-TJコイルは、常電導転移を起こすことなく定格の24kA-40A/mm $^{2}$ の大電流・高平均電流密度状態を達成した。この間、コイルの不安定性を示す電圧スパイクの発生やAE信号の発生が非常に少なく、大変に安定したコイルであることが示された。さらに、高温励磁試験や、人為的常電導転移限界性能試験などを通し、大型強制冷凍コイルの設計に必要とされる多くの知見を得た。