Manufacture and quality control of Insert Coil with real ITER TF conductor

尾関 秀将; 礒野 高明; 宇野 康弘; 河野 勝己; 川崎 勉; 海老澤 昇; 奥野 清; 木戸 修一*; 仙波 智行*; 鈴木 洋三*; et al.

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 26(4), p.4202504_1 - 4202504_4, 2016/06

https://doi.org/10.1109/tasc.2016.2537150

JAEA successfully completed manufacture of Toroidal Field (TF) Insert Coil (TFIC) for a performance test of the ITER TF conductor in the final design in cooperation with Hitachi, Ltd. The TFIC is a single layer 8.875-turn solenoid coil with 1.44 m diameter. This will be tested with 68 kA current application under 13 T external magnetic field. Since the TF conductor performance, which includes 900 NbSn superconducting strands, is sensitive for temperature at its heat treatment (HT) and bending strain after HT, the manufacturing processes for the TFIC including HT and shaping were developed through trials. Eventually the temperature at HT and bending strain at shaping were controlled within the allowable margin of 5C and 0.1%, respectively. The validation of the HT was confirmed by critical current measurements of NbSn strand samples co-heat-treated with the TFIC. In this presentation details of manufacturing process and quality control status for the TFIC are reported.

Examination of Japanese mass-produced NbSn conductors for ITER toroidal field coils

名原 啓博; 布谷 嘉彦; 礒野 高明; 濱田 一弥; 高橋 良和; 松井 邦浩; 辺見 努; 河野 勝己; 小泉 徳潔; 海老澤 昇; et al.

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 22(3), p.4804804_1 - 4804804_4, 2012/06

https://doi.org/10.1109/TASC.2011.2178990

ITER TFコイル用NbSn導体のうち、原子力機構は日本の国内実施機関として415mの導体を9本、760mの導体を24本調達する。調達の第一段階として、TF導体の製作能力を確認するため、長さ4mの導体を2本組合せてサンプルを製作し、SULTAN装置を使って試験した。その結果、各導体の最小の分流開始温度は6.22Kと6.02Kであり、設計値(5.7K)を満たすことを確認した。そこで原子力機構はTF導体の量産を開始し、まず100mの導体と415mの導体を製作した。第二段階として、量産プロセスの適切性を確認するため、これら2本の導体からそれぞれ4mの導体を切り出し、SULTAN装置で試験した。その結果、各導体の最小のは6.16Kと5.80Kであり、設計値を上回ったことで、量産プロセスが適切であることを実証した。

ITERトロイダル磁場コイル用導体の製作技術開発

濱田 一弥; 高橋 良和; 名原 啓博; 河野 勝己; 海老澤 昇; 押切 雅幸; 堤 史明; 斎藤 徹*; 中嶋 秀夫; 松田 英光*; et al.

低温工学, 47(3), p.153 - 159, 2012/03

https://doi.org/10.2221/jcsj.47.153

日本原子力研究開発機構は、ITER計画における日本の国内機関として、トロイダル磁場コイル用超伝導導体33本の製作を担当している。導体は、直径0.8mmのNbSn超伝導素線900本,銅線522本を撚合せて、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、長さは430m及び760mである。導体の製作は2008年から開始され、2009年12月に導体製作装置を完成させた。超伝導導体の製作開始に先立ち、760mの銅製のダミー撚線を用いて模擬導体を製作し、製作方法が適切であることを実証し、実機導体の製作に着手した。導体製作のための技術として、原子力機構のこれまでの機械特性データを元に、TF導体用ジャケット材料用の改良型SUS316LN鋼やITERが要求する微小欠陥の検出技術も開発した。ジャケットの溶接部の品質管理については部分ヘリウムリーク試験技術及び溶接部内面形状寸法測定技術を開発した。これらを含めて日本が一連の導体製作技術を各極に先駆けて確立し、ジャケットに関しては他極が製作するTF導体においても採用された。

JT-60U用NBIのドリフト管内再電離損失量算出法の改良

河合 視己人; 秋野 昇; 池田 佳隆; 海老沢 昇; 本田 敦; 椛澤 稔; 菊池 勝美; 藻垣 和彦; 能登 勝也; 大島 克己; et al.

JAEA-Technology 2008-069, 32 Pages, 2008/10

JAEA-Technology-2008-069.pdf:6.75MB

JT-60用NBI加熱装置は、正イオン源を用いた正イオンNBI装置(P-NBI)と、負イオン源を用いた負イオンNBI装置(N-NBI)から構成されている。両NBI装置とも、NBIビームラインとJT-60U本体真空容器とを結ぶドリフト管内の再電離損失量を、従来、ドリフト管近傍の真空度のベース値,ピーク値の各一点データとイオン源及び中性化セルへのガス導入量から概算する方法を採用していた。このため、長パルス入射時には真空度が変化し、正確な入射パワーの評価が困難であった。そこで、時間的に変化する真空度等を自動的に収集・計算する計算機システムによる自動計算機能を構築した。この結果、時系列データとして再電離損失量の算出が可能となり、長パルス入射における入射パワーを精度よく求めることができるようになった。

NBI補助真空排気系設備及び1次冷却系設備制御システムの更新

菊池 勝美; 秋野 昇; 海老沢 昇; 池田 佳隆; 関 則和*; 竹之内 忠; 棚井 豊

JAEA-Technology 2008-034, 25 Pages, 2008/04

JAEA-Technology-2008-034.pdf:3.7MB

NBI補助真空排気系設備は、主排気システムであるクライオポンプの補助を行う真空排気設備である。1次冷却系設備は、NBI加熱装置の受熱機器への冷却水を供給する設備である。この補助真空排気系設備及び1次冷却系設備の両設備の制御システムは、約22年前に製作され、入出力数約2000点、ラダーソフト3600ラインからなる大規模なものである。しかし、高経年化により信頼性の低下や修理の対応が困難となった。今回、高経年化対策として低価格の最新汎用PLCを最大限に活用した更新用制御システムを原子力機構独自で設計・製作した。その結果、低価格なPLCでも、従来の大規模制御機能を完全に実現できることを示した。さらに最新PLCの有するPLCネットワーク機能を用いることで、従来不可能であった遠隔制御を実現した。この結果、各機器の詳細な状態判別が可能となり、機器トラブル箇所の調査と修復が迅速となるとともに、運転監視業務が軽減できた。

Technical design of NBI system for JT-60SA

池田 佳隆; 秋野 昇; 海老沢 昇; 花田 磨砂也; 井上 多加志; 本田 敦; 鎌田 正輝; 河合 視己人; 椛澤 稔; 菊池 勝美; et al.

Fusion Engineering and Design, 82(5-14), p.791 - 797, 2007/10

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2007.05.077

ITERや原型炉に向けた研究を強化するため、JT-60Uを超伝導化するJT-60SA計画が進められている。この計画におけるNBI加熱装置は、入射パワーは1基あたりの入射パワー2MW(85keV)の正イオンNBI加熱装置が12基、入射パワー10MW(500keV)の負イオンNBI加熱装置が1基から構成され、総計34MW,100秒のビーム入射を行う予定である。一方、これまでにJT-60Uにおいては、正イオンNBIで2MW(85keV),30秒、負イオンNBIで3.2MW(320keV),20秒入射を既に達成している。これらの運転において両イオン源の加速電極の冷却水温度上昇は約20秒以内で飽和していることから、改修計画に向けては、電源の容量強化や負イオンNBIの加速エネルギー向上が鍵となると考えられる。本論文では、JT-60SA計画における、NBI加熱装置の増力に関する工学設計を報告する。

機器免震有効性評価コードEBISAの使用手引き; 応答解析コードの機能

堤 英明*; 杉野 英治*; 鬼沢 邦雄; 森 和成*; 山田 博幸*; 柴田 勝之; 蛯沢 勝三*

JAEA-Data/Code 2006-004, 167 Pages, 2006/03

JAEA-Data-Code-2006-004.pdf:6.41MB

機器免震有効性評価コードEBISA(Equipment Base Isolation System Analysis)は、安全上重要な機器を免震構造化した場合の有効性を評価するものであり、次の3つのコード(地震危険度評価コードSHEAT,応答解析コードRESP,損傷確率/損傷頻度評価コード)から構成される。これらのうちRESPコードは、原子力機器を免震構造化した場合の動的応答挙動を計算するためのものである。本報告書は、EBISAコードの概要及びRESPコードの解析機能や入力マニュアル,使用例などをまとめた使用手引きである。

Progress of negative ion source improvement in N-NBI for JT-60U

河合 視己人; 秋野 昇; 海老沢 昇; Grisham, L. R.*; 花田 磨砂也; 本田 敦; 井上 多加志; 椛澤 稔; 菊池 勝美*; 栗山 正明; et al.

Fusion Science and Technology, 44(2), p.508 - 512, 2003/09

https://doi.org/10.13182/FST03-A387

JT-60U N-NBI用負イオン源は、500keV,22A,10秒間のビーム加速性能を持つ。このような大型負イオン源の運転実績はこれまでになく、1996年より本格的な特性試験を開始したが、この間、多くの改良に努力が費やされた。(1)ソースプラズマの不均一性による加速部電極の熱負荷過大の対策として、上下端部からの発散性ビームをカットするマスク板を設置した。不均一性の改良のために、アーク限流抵抗やグループ毎フィラメントパワーの最適化を行った。(2)その他改良として、ビーム引出し時のフィラメントパワー低減制御の導入やビーム発散抑制のための引出電極形状の最適化を行った。これら改良の積み重ねの結果、現在までに最大入射パワー6.2MW,最長パルス幅10秒を達成することができた。

地震ハザード評価コードSHEAT(PC版)の使用手引

山田 博幸; 堤 英明*; 蛯沢 勝三*; 鈴木 雅秀

JAERI-Data/Code 2002-001, 161 Pages, 2002/03

JAERI-Data-Code-2002-001.pdf:6.62MB

地震ハザード評価コードSHEAT(PC版)は、当初大型計算機用に整備されたSHEAT(Seismic Hazard Evaluation for Assessing the Threat to a facility site)コードの操作性能と汎用性の向上を目的として整備された計算コードである。PC版では、大型計算機で動作していたFORTRANソースコードがWindows上で動作可能であるとともに、大型計算機でのジョブコントロール機能をGUIに置き換えて操作性を向上させた。地震ハザードは、特定サイトでの地震動レベルごとの年あたり超過発生頻度として定義される。評価手順は、まず、対象サイト周辺での将来の地震発生(発生位置,マグニチュード及び発生頻度)を、歴史地震データ,活断層データ及び専門家の技術的判断に基づきモデル化する。次いで、対象サイトにおける確率論的地震ハザード計算では、モデル化した各地震がもたらす対象サイトでの地震動を、地震動距離減衰式とその標準偏差を用いて計算する。さらに、地震動レベル毎の発生頻度をすべての地震について足し合わせることにより当該サイトの地震ハザードを計算する。本報告書は、PC版SHEATコードの使用手引きであり、(1)SHEATコードの概要,(2)サブプログラムの機能と計算モデル,(3)入出力データの説明,(4)サンプル計算の結果,(5)操作マニュアルの各内容を記述している。

多段積層ゴム・空気ばねタイプ3次元機器免震試験システムの振動台試験及び地震応答解析

堤 英明*; 山田 博幸; 蛯沢 勝三; 柴田 勝之; 藤本 滋*

JAERI-Tech 2001-033, 124 Pages, 2001/06

JAERI-Tech-2001-033.pdf:9.98MB

日本原子力研究所では、1991年より原子力機器の免震技術を導入した場合の有効性評価に関する研究に着手し、機器免震の有効性評価手法及び評価コード(EBISA: Equipment Base Isolation System Analysis)を開発した。さらに、上記評価コードを高度化するために、1996年より機器免震試験システムの動的挙動を把握するとともに、有効性を検証するための確証試験を実施している。有効性確証試験では、特性の異なる2種類の3次元機器免震試験システムを製作し、特性試験によりそれぞれの動的特性と免震効果を検証している。上記試験システムの1台は、免震装置としてボールベアリングと空気ばねを用いたもので、現在大洗研究所敷地内のテストベッドに設置し、自然地震動下で応答を観測しており、いくつかの地震動により顕著な免震効果を確認した。また、ほかの1台は、免震装置として多段積層ゴムとコイルばねを用いたもので、3次元連成振動の影響と免震効果を確認するために種々の周波数特性の地震動による振動台試験を実施した。本報告書は、多段積層ゴム・コイルばねタイプ3次元免震システムの概要、振動特性、振動台試験及び地震応答解析結果についてまとめたものである。