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濱田 一弥; 西田 和彦*; 加藤 崇; 河野 勝己; 檜山 忠雄; 三宅 明洋*; 関口 修一*; 大都 起一*; 戎 秀樹*; 辻 博史
Cryogenics, 34(Suppl.), p.65 - 68, 1994/00
原研では現在、ITERの工学設計活動の一環として、センター・ソレノイド・モデル・コイルの設計とその共通試験装置の制作を進めている。その中で、コイル冷却に必要な大型ヘリウム冷凍機には、冷凍能力5kWと液化能力800l/hが要求され、これまでにそのプロセス及びシステムの設計作業を終了した。そしてその結果にもとづき、現在制作を行っている。本冷凍機の特長は、5kW-800l/hの運転では信頼性の観点から2J-T弁を採用したクロード・サイクルを使用し、将来極低温タービン膨張機を増設することにより、8kW-1200l/hまで性能を向上させることが可能なことである。本学会では、これまでに行ってきた冷凍機のプロセス設計の手法及び結果を、そして全体システムの構成について発表を行う。
加藤 崇; 三宅 明洋*; 檜山 忠雄; 河野 勝己; 岩本 収市*; 戎 秀樹*; 高橋 強*; 濱田 一弥; 辻 博史; 塚本 信行*; et al.
Cryogenics, 32(92 SUPPL), p.260 - 263, 1992/00
超臨界圧ヘリウムでは例の少ないプレート・フィン型熱交換器の伝熱特性について、実験及び数値解析を行ない、将来核融合炉超電導磁石冷却に用いられる本型式の熱交換器設計データ・ベースを得た。実験結果として、超臨界圧ヘリウムと液体ヘリウムの本熱交換器における熱伝達特性を明らかとし、また、パルス的熱負荷応答に対する特性についてもデータを得た。数値解析では、液体ヘリウム側の流動様式を区別する手法により得られたデータを良く近似できることがわかった。
加藤 崇; 高橋 強*; 河野 勝己; 檜山 忠雄; 濱田 一弥; 岩本 収市*; 戎 秀樹*; 三宅 明洋*; 辻 博史
Fusion Technology 1992, p.887 - 891, 1992/00
核融合実験炉には大型で、超臨界圧ヘリウムを冷媒とする強制冷却型超電導磁石が必要とされる。このような磁石を効率良く冷却する方法として極低温ポンプを用いた循環ループ・システムが最も適している。日本原子力研究所はこの極低温ポンプを2台、設計・製作し、性能試験を行なった。その結果、目標としたポンプの特性を充分に得ることができ、特に、ポンプの断熱圧縮効率は、最高86%に達し、極低温ポンプを用いた強制冷却型超電導磁石の冷却方法の優位性を実証することができた。
杉本 誠; 加藤 崇; 河野 勝己; 檜山 忠雄; 上谷内 洋一*; 石田 秀昭*; 岩本 収市*; 三宅 明洋*; 戎 秀樹*; 奥野 清; et al.
低温工学, 27(3), p.239 - 244, 1992/00
DPC-TJコイルの製作及び実験はDPC計画の中で位置づけられ、遂行されてきた。本論文は1991年6月より6週間かけて行われた実験のうち、DPC-TJコイルの熱・流体特性について述べる。対象となる特性項目は、(1)予冷特性、(2)熱負荷、(3)圧力損失および(4)入口流量の低下現象の4つである。
