Poly(ether ether ketone) (PEEK)-based graft-type polymer electrolyte membranes having high crystallinity for high conducting and mechanical properties under various humidified conditions

濱田 崇; 長谷川 伸; 深沢 秀行*; 澤田 真一; 越川 博; 宮下 敦巳; 前川 康成

Journal of Materials Chemistry A, 3(42), p.20983 - 20991, 2015/11

https://doi.org/10.1039/C5TA05567A

燃料電池の本格普及のため、低加湿下でのプロトン導電率と高加湿下での機械強度を併せ持つ電解質膜が不可欠である。本研究は、膜強度の高いポリ(エーテルエーテルケトン) (PEEK)に着目し、放射線グラフト重合により高いイオン交換容量(IEC)を有するPEEK-グラフト型電解質膜(PEEK-PEM)を合成することで、導電率と機械的強度の両立を目指した。IEC=3.08mmol/gのPEEK-PEMは、80Cにおいて、低加湿下(相対湿度30%)でナフィオンと同等の導電率、高加湿下(相対湿度100%)で1.4倍の引張強度(14MPa)を示した。さらに、PEEK-PEM (IEC=2.45mmol/g)を用いて作製した燃料電池は、高加湿下(相対湿度100%)でナフィオンと同等、低加湿下(相対湿度30%)でナフィオンの2.5倍の最大出力密度を示した。X線回析からPEEK-PEMは、グラフト重合中、結晶性が増加するため、高いIECを持つPEEK-PEMにおいても、高い機械的強度を示すことが明らかとなった。

核融合炉用超伝導コイル試験装置の真空漏れ探索技術の開発

河野 勝己; 濱田 一弥; 奥野 清; 加藤 崇

低温工学, 41(3), p.105 - 112, 2006/03

https://doi.org/10.2221/jcsj.41.105

日本原子力研究開発機構は、核融合炉への超伝導コイルの適用を目指し、大型コイルの開発及び実験評価を行っている。超伝導コイルは、4Kまで冷却されるため、実験装置は、断熱及び電気絶縁を確保するため、高真空状態(10Pa以下)に維持する必要がある。超伝導コイルを収納する断熱真空容器内には、コイル本体,高圧ヘリウムが流れる配管、及び高電位であるコイルと低電位である冷却配管とを接続するFRP製電気絶縁継手が多数(100個程度)設置される。日本原子力研究開発機構では、これらの機器の漏れに対する健全性を確認するために、吸着剤を利用した10Pam/s以下の高感度を有するヘリウム・リーク試験技術と、リーク発生時には場所特定ができる手法を確立し、実際の超伝導コイル・システムに適用し、これらのコイル実験を成功させてきた。論文では、開発したヘリウムリーク検査技術と実際の適用例を紹介する。

Advanced fusion technologies developed for JT-60 superconducting Tokamak

逆井 章; 石田 真一; 松川 誠; 秋野 昇; 安藤 俊就*; 新井 貴; 江里 幸一郎; 濱田 一弥; 市毛 尚志; 礒野 高明; et al.

Nuclear Fusion, 44(2), p.329 - 334, 2004/02

https://doi.org/10.1088/0029-5515/44/2/015

超伝導トカマク装置へのJT-60改修が計画されている。原型炉に繋がる先進的な核融合技術として、JT-60改修装置(JT-60SC)の設計のために超伝導マグネット技術やプラズマ対向機器を開発した。JT-60SCの超伝導トロイダル磁場コイル用として、高い臨界電流密度を可能とする、高い銅比4のニオブアルミ超伝導素線を新規に開発し、量産化に成功した。この素線と、突合せ溶接で作った全長30 mの丸穴四角のステンレス製コンジットを用いて、実機サイズのケーブル・イン・コンジット導体を製作した。この導体を用いて、リアクト&ワインド法(熱処理後に巻線作業を行う製作方法)を実証するR&Dを進めた。ニオブアルミ導体の歪み劣化が小さいことを利用したこの製作方法は、将来の大型コイル製作の技術的な信頼性向上と低コストに繋がる先進的な超伝導技術として注目されている。JT-60SCのダイバータへの熱負荷10-15MW/mに耐える機器として、スクリュウ管を銅製ヒートシンクに設け、これと炭素繊維複合材、緩衝材を一体ロウ付けすることで、良好なプラズマ対向機器を開発した。電子ビーム照射試験により、この対向機器は従来のスワール管の場合と比較して約1.5倍の高い熱伝達率を達成することを明らかにした。

Effect of electromagnetic force on the pressure drop and coupling loss of cable-in-conduit conductor

濱田 一弥; 高橋 良和; 松井 邦浩; 加藤 崇; 奥野 清

Cryogenics, 44(1), p.45 - 52, 2004/01

https://doi.org/10.1016/j.cryogenics.2003.07.005

日本原子力研究所は、国際熱核融合実験炉(ITER)の工学設計活動の一環として、中心ソレノイド・モデル・コイルとCSインサート・コイル(CSIC)の通電試験を行った。その結果CSICの圧力損失が通電時に減少することや結合損失が電流値とともに大きくなることを観測した。これらは、電磁力によりジャケット内部で撚線が圧縮変形し、新たに流路ができたこと、また、圧縮により素線間の接触抵抗が低減し、結合時定数が増加したことが原因と考えられる。本論文では、これらの現象を定量的に説明することを試みた。その結果、電磁力によって撚線は最大1.4mm変形することが予想される。この結果から、電磁力による結合時定数の変化を考慮して結合損失を計算すると、通電電流値と共に結合損失は増加する計算結果を得ることができ、実験結果を定量的に説明することができた。

NbAl導体の電磁力下での圧力損失特性; 圧力損失特性と撚線剛性の関係

濱田 一弥; 松井 邦浩; 高橋 良和; 中嶋 秀夫; 加藤 崇; CSモデル・コイル実験グループ

低温工学, 38(8), p.417 - 424, 2003/08

https://doi.org/10.2221/jcsj.38.417

日本原子力研究所は、 ITERの工学設計活動の一環として、NbAlインサート・コイル等を製作し、13Tの磁場下で国際共同実験を行った。これらの実験の結果、通電中の導体の圧力損失の変化を調べることによって、コイル状態では見ることのできない導体内部の撚線の動きを推測できることが明らかとなった。今回、NbSn素線とは機械的性質が異なるNbAl線材を用いた導体について、電磁力に対する圧力損失の挙動に注目して圧力損失を測定し、過去に行われた導体の測定結果とともに解析してまとめた。その結果、(1)定常状態における圧力損失は、NbSnを使用した導体とNbAl導体は、撚線構造が同じであれば、同様の特性を示すことがわかった。(2)同じ撚線構造でも、圧力損失特性にはばらつきが見られる。これは4次撚線とジャケット,中心チャンネル間に発生する隙間の効果であり、撚線ピッチが長い導体に発生し易いと考えられる。(3)圧力損失に対する電磁力の影響は、同じ撚線構造のNbSn導体よりもその影響は小さく、NbAl撚線は剛性が高いことがわかった。(4)ボイド率が小さくなるにつれて、圧力損失に対する電磁力の影響は少なくなり、撚線の動きを低減できることが明らかとなった。

Design and performance analysis of the ITER cryoplant and cryo-distribution subsystem

Guillemet, L.*; Jager, B.*; Haange, R.*; 濱田 一弥; 原 英治*; Kalinin, G.*; 加藤 崇; Millet, F.*; Shatil, N.*

Proceedings of 19th International Cryogenic Engineering Conference (ICEC-19), p.105 - 108, 2002/07

ITER国際チームは、日本原子力研究所との共同で、国際熱核融合実験炉(ITER)の超伝導コイルを冷却するためのヘリウム冷凍システムを設計した。本冷凍機は、核融合試験装置用としては世界最大規模であり、4Kで48kWの冷凍能力と0.16kg/sの超臨界ヘリウムの供給能力を有する。本設計には、原研のITER中心ソレノイド・コイルの冷却で実績のある、超臨界ヘリウム・ポンプと低温排気圧縮機の技術が採用されている。ITERでは、低温熱負荷がプラズマ燃焼試験と共に変動するので、冷凍機の動作が不安定になることを避けるために、熱負荷を平準化する機構を冷凍システムに設けた。この様な工夫により、冷凍システムの規模を極力小さくすることができるとともに、コイルを安定に運転することが可能となった。

ITER用超伝導コイルの製作技術開発と成果

濱田 一弥; 中嶋 秀夫; 奥野 清; 遠藤 壮*; 菊地 賢一*; 久保 芳生*; 青木 伸夫*; 山田 雄一*; 大崎 治*; 佐々木 崇*; et al.

JAERI-Tech 2002-027, 23 Pages, 2002/03

JAERI-Tech-2002-027.pdf:2.94MB

国際熱核融合実験炉(ITER)の建設判断に必要な技術を実証することを目的として、1992年から工学設計活動 (EDA) が日本,欧州連合(EU),ロシア,米国の国際協力によって進められた。このEDAでは、各種の先端的機器の製作技術開発が行われ、ITERで必要とされる製作技術の実証と技術目標の達成に成功し、2001年7月に終了した。そして、現在、ITER計画は建設に向けた新たな局面へと進んでいる。ITERの超伝導コイル・システムは、トロイダル磁場(TF)コイル,中心ソレノイド(CS)コイル,ポロイダル磁場(PF)コイル,及び不整磁場補正コイルの4種類からなる。これらのコイルの内、CSコイル及びTFコイルは、これまで経験したことのない大型かつ高性能なコイルであるため、EDAにおいて、それぞれCSモデル・コイル計画及びTFモデル・コイル計画を実施し、製作技術開発及び超伝導特性の実証試験を行った。CSモデル・コイルの製作には、高性能超伝導素線製造技術,大型撚線技術,コイル化技術,熱処理技術,超伝導導体接続技術及び高耐電圧絶縁技術の開発が不可欠である。本報では日本が中心となって開発に成功したCSモデル・コイルについて、以上の製作技術を中心に紹介する。

Design of the toroidal field coil for A-SSTR2 using high Tc superconductor

安藤 俊就; 加藤 崇; 牛草 健吉; 西尾 敏; 栗原 良一; 青木 功; 濱田 一弥; 辻 博史; 長谷川 満*; 内藤 秀次*

Fusion Engineering and Design, 58-59, p.13 - 16, 2001/11

https://doi.org/10.1016/S0920-3796(01)00467-7

核融合動力炉A-SSTR2のトロイダル・コイルを高温超伝導導体を用いて設計した。その設計思想,具体的設計例,今後の高温超伝導導体の開発ターゲットについて紹介する。

JT-60電源を用いたITER中心ソレノイドモデルコイルのパルス通電試験

寺門 恒久; 岡野 潤; 島田 勝弘; 三浦 友史; 山下 睦樹*; 松川 誠; 細金 延幸; 辻 博史; 安藤 俊就*; 高橋 良和; et al.

JAERI-Tech 2001-056, 24 Pages, 2001/08

JAERI-Tech-2001-056.pdf:1.17MB

国際熱核融合実験炉(ITER)の工学設計活動の一つとして、中心ソレノイド(CS)モデルコイルの開発が、日本、欧州連合、ロシア及び米国の共同で1992年から開始された。CSモデルコイルの通電試験は、日本原子力研究所那珂研究所の試験設備を用いて、国際共同実験チームにより行われた。通電試験には、直流通電試験とパルス通電試験があり、このうち直流通電試験は超電導磁石研究室の低電圧電源を用いた。一方、パルス通電にはJT-60のポロイダル磁場コイル電源を使用した。本レポートは、このパルス通電を行うために実施したJT-60ポロイダル磁場コイル電源の改造や、制御特性改善のためのリアルタイム制御手法の改良、及び得られた試験結果について報告する。

CSモデル・コイルの圧力損失及び流量配分

濱田 一弥; 河野 勝己; 原 英治*; 加藤 崇; 榛葉 透*; CSモデル・コイル実験グループ

低温工学, 36(6), p.330 - 335, 2001/06

https://doi.org/10.2221/jcsj.36.330

国際熱核融合実験炉(ITER)の工学設計活動の一環として、中心ソレノイド(CS)モデルコイルが開発され、性能試験が行われた。CSモデルコイルは、強制冷却型超伝導コイルであり、36本のケーブルインコンジット導体を使用している。実験では、コイルの流体特性としてITER実寸導体の圧力損失特性及びコイルの流量配分について4.5Kの超臨界圧ヘリウムを使用して初めて測定を行ったので、その結果について発表する。