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論文

アラミド繊維ロッド材料の極低温引張特性評価

齊藤 徹; 大久保 暁一*; 泉 敬介*; 大川 慶直*; 小林 宣博*; 山崎 亨; 河野 勝己; 礒野 高明

低温工学, 50(8), p.400 - 408, 2015/08

アラミド繊維強化プラスチック(AFRP)は軽量、かつ高強度の長所を有する構造材料として開発されてきた。本研究においては、室温、液体窒素温度(77K)と液体ヘリウム温度(4.2K)中における、鉄筋代替コンクリート補強材として用いられる市販品のAFRPロッドの引張強度を評価するために、張力試験を行った。これまでは極低温環境下での試験において、試験片がつかみ部ジグをすり抜ける現象か生じるため、引張試験を実施することは困難であった。そのため、AFRPロッドの滑りを防ぐために、ジグに樹脂を充填して行った。また、グリップジグを改良し、ロッドの表面処理を行い、AFRPロッドのグリップ力を高めるために極低温用エポキシ樹脂を使うことによって、適切な引張試験条件を確立させた。各温度環境下での引張強さは1100MPa以上を示し、さらに、試験温度の減少に伴いヤング率が増加する温度依存を示した。ヤング率の増加の要因はアラミド繊維がエポキシ樹脂より支配的であることを確認した。

論文

Effect of change of aging heat treatment pattern on the JK2LB jacket for the ITER central solenoid

尾関 秀将; 齊藤 徹; 河野 勝己; 高橋 良和; 布谷 嘉彦; 山崎 亨; 礒野 高明

Physics Procedia, 67, p.1010 - 1015, 2015/07

 パーセンタイル:100

JAEA is responsible for procurement of the central solenoid (CS) conductor for ITER. The CS conductor is assembled by inserting Nb$$_{3}$$Sn superconductor cable into circular-in-square jacket whose material is JK2LB high manganese stainless steel developed by JAEA, and then heat treatment is carried out. In the recent study of Nb$$_{3}$$Sn strand, heat treatment for 250 hours at 570 degrees Celsius and 100 hours at 650 degrees is adopted. The effect of 250 hours at 570 degree for JK2LB has not studied yet although the region of 650 degree has already studied, and might be a cause of sensitization. So the characteristics of JK2LB jacket after heat treatment for 250 hours at 570 degree and then 200 hours at 650 degree was studied in terms of mechanical tests at 4K and metallographic tests. The mechanical test results satisfied the requirement of ITER and metallographic tests result showed no remarkable degradation. This study proved JK2LB jacket can be applicable to the heat treatment above.

論文

Mechanical properties of high manganese austenitic stainless steel JK2LB for ITER central solenoid jacket material

齊藤 徹; 河野 勝己; 山崎 亨; 尾関 秀将; 礒野 高明; 濱田 一弥*; Devred, A.*; Vostner, A.*

Physics Procedia, 67, p.1016 - 1021, 2015/07

 被引用回数:1 パーセンタイル:38.94

A suite of advanced austenitic stainless steels are used for the superconductor jacket, magnet casing and support structure in the ITER TF, CS and PF coil systems. These materials will be exposed to cyclic-stress environment at cryogenic temperature. The CS jacket suffers high electromagnetic force with 60,000 cycles during its life time. Therefore, high manganese austenitic stainless steel JK2LB, which has high tensile strength, high ductility, and high resistance to fatigue at 4K has been chosen for the CS conductor. The cryogenic temperature mechanical property data of this material are very important to ITER magnet design but not much data were available. This study is focused on mechanical characteristics of JK2LB and its weld joint. We present results from tensile tests, fracture toughness, fatigue crack growth rate and fatigue at 4K. Test result of tensile tests, fracture toughness, fatigue crack growth rates and fatigue satisfy the ITER requirements.

論文

Non-destructive examination of jacket sections for ITER central solenoid conductors

高橋 良和; 諏訪 友音; 名原 啓博; 尾関 秀将; 辺見 努; 布谷 嘉彦; 礒野 高明; 松井 邦浩; 河野 勝己; 押切 雅幸; et al.

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 25(3), p.4200904_1 - 4200904_4, 2015/06

 パーセンタイル:100(Engineering, Electrical & Electronic)

原子力機構はITER中心ソレノイド(CS)コイル用導体の調達を担当し、製作したCS導体をコイル製作担当の米国に送付することになっている。CSコイルは高さ約12m、外径約4mで、6個のモジュールを積み重ねた構造を有する。導体の単長は最大910mであり、通電電流値は13Tの磁場中において40kAである。導体はケーブル・イン・コンジット型と呼ばれるもので、576本のNb$$_{3}$$Sn素線と288本の銅素線で構成される撚線を、矩形の中に円形の穴がある高マンガン鋼(JK2LB)製ジャケットに挿入し、ジャケットを圧縮成型したものである。圧縮成型される前のジャケットは、外寸法51.3mm、穴の直径35.3mm、単長7m、重さ約90kgである。このジャケットは、出荷前に非破壊検査により、最大許容サイズの欠陥がないことを確認する必要がある。内及び外表面の欠陥は、渦電流探傷(ECT)法 で、内部の欠陥は、超音波探傷(UT)法で行われる。UTにおいて、矩形の中に円形の穴がある形状であるので、超音波の入射の方向を工夫する必要があった。表面のECT及び内部のUTについて、その技術と検査実績を報告する。

論文

Fabrication process qualification of TF Insert Coil using real ITER TF conductor

尾関 秀将; 礒野 高明; 河野 勝己; 齊藤 徹; 川崎 勉; 西野 克巳; 奥野 清; 木戸 修一*; 仙波 智行*; 鈴木 洋三*; et al.

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 25(3), p.4200804_1 - 4200804_4, 2015/06

 パーセンタイル:100(Engineering, Electrical & Electronic)

JAEA is planning performance test of 50 m Toroidal Field (TF) conductor of ITER using Central Solenoid Model Coil (CSMC) test facility at Naka-site in Japan. In order to test the conductor, "TF Insert Coil" (TFIC) is under fabrication in cooperate with Hitachi, Ltd. TFIC is a solenoid coil wound in 1.44 m diameter. It is going to be installed into the bore of CSMC, whose maximum magnetic field is 13 T. The maximum driven current of TFIC is 68 kA. In order to prepare for fabrication of TFIC, several trials of components including windings, removal of Cr plating of the strands, welding and compaction of terminal sleeve were carried out for process qualification. The results of trials showed that the winding dimater satisfied its criterion, the Cr plating was clearly removed using non-woven cloth soaked into HCl solution, the mechanical strengths at 4 K of welds at the terminal were enough. Eventually, the fabrication process qualification of TFIC was completed.

報告書

ITER CSモデル・コイル試験装置; 直流電源システムの改修

下野 貢; 宇野 康弘; 山崎 敬太; 河野 勝己; 礒野 高明

JAEA-Testing 2014-004, 62 Pages, 2015/03

JAEA-Testing-2014-004.pdf:16.03MB

ITER CSモデル・コイル試験装置は、ヘリウム冷凍機システム, 直流電源システム, 真空システム及び計測システムで構成される。直流電源システムは、CSモデル・コイルとインサート・コイルの2つの超伝導コイルに電流を供給するシステムで、CSモデル・コイルへの通電のために50kA直流電源1台、インサート・コイルへの通電のために30kA直流電源2台が設置されている。ITERトロイダル磁場(TF)コイルの定格電流は68kAであるため、その試験のために、インサート・コイルの系統を改修した。改修点は、10kA直流電源の追加、直流遮断器の増力、ブスバーの更新及び電流検出器の更新である。これらの改修に伴い、操作マニュアルも改訂した。

報告書

ITER CSモデル・コイル試験装置; ヘリウム冷凍機システムの整備状況

海老澤 昇; 木内 重巳*; 菊池 勝美*; 河野 勝己; 礒野 高明

JAEA-Testing 2014-003, 37 Pages, 2015/03

JAEA-Testing-2014-003.pdf:11.7MB

ITER CSモデル・コイル試験装置は、直径1.5mの空間に13Tの高磁場を発生する 中心ソレノイド(CS)モデルコイルを用いて核融合炉用超伝導導体の試験を行うための装置であり、大別するとヘリウム冷凍機システム、電源システム、真空システム及び計測システムで構成される。本報告は、上記ヘリウム冷凍機システムについて、2011年3月に発生した東日本大震災から2012年12月に行われたヘリウム液化試験運転までの期間を対象に本システムの整備状況についてまとめた。

論文

Establishment of production process of JK2LB jacket section for ITER CS

尾関 秀将; 濱田 一弥; 高橋 良和; 布谷 嘉彦; 河野 勝己; 押切 雅幸; 齊藤 徹; 手島 修*; 松並 正寛*

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 24(3), p.4800604_1 - 4800604_4, 2014/06

 被引用回数:12 パーセンタイル:29.88(Engineering, Electrical & Electronic)

JAEA is in charge of procuring Center Solenoid (CS) conductor in ITER project. CS conductor is Cable-In-Conduit type, and conduit is also called jacket. The cross-sectional shape of CS jacket is circle-in-square type, whose outer dimension is 51.3 mm and inner diameter is 35.3 mm. The length of one CS jacket section is 7 m, and the necessary total length of CS conductor is about 43 km. CS coil is expected to suffer high electro-magnetic force, so JAEA developed JK2LB, which is modified stainless steel expected to better characteristics of fatigue and thermal contraction in 4 K than SUS316LN, in cooperate with Kobe Steel, Ltd. The remaining problem was to establish production process of jackets which satisfy dimensional and mechanical requirement in ITER consistently, and also, Non-Destructive Examination (NDE) by ITER-original criteria. To carry out the R&D for above, production of dummy CS jackets were executed and these jackets were fabricated successfully. The results are reported.

論文

Cabling technology of Nb$$_3$$Sn conductor for ITER central solenoid

高橋 良和; 名原 啓博; 尾関 秀将; 辺見 努; 布谷 嘉彦; 礒野 高明; 松井 邦浩; 河野 勝己; 押切 雅幸; 宇野 康弘; et al.

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 24(3), p.4802404_1 - 4802404_4, 2014/06

 被引用回数:16 パーセンタイル:22.38(Engineering, Electrical & Electronic)

ITER計画において、原子力機構は中心ソレノイド(CS)コイル用導体の調達を担当している。導体の単長は最大910mであり、通電電流値は13Tの磁場中において40kAである。導体はケーブル・イン・コンジット型と呼ばれるもので、576本のNb$$_3$$n素線と288本の銅素線で構成される撚線を、矩形の中に円形の穴がある高マンガン鋼(JK2LB)製ジャケットに挿入し、ジャケットを圧縮成型したものである。撚線は5段階の撚線で構成され、6本の4次撚線を中心チャンネルの周りに撚り合せたものである。最近、従来の設計より短い撚りピッチの撚線の導体が短尺導体試験(サルタン試験)において繰り返し通電による超伝導性能劣化がない非常に良い特性を示した。しかし、撚りピッチが短いため、同じ外径の撚線を製作するには、より大きなコンパクションを撚線製作時に加える必要があるので、コンパクション・ローラを工夫し、超伝導素線へのダメージを小さくする必要がある。本講演では、この短い撚りピッチの撚線の製作技術及び素線へのダメージの検査方法などについて報告する。

論文

Mechanical properties of full austenitic welding joint at cryogenic temperature for the ITER toroidal field coil structure

井口 将秀; 齊藤 徹; 河野 勝己; 千田 豊; 中嶋 秀夫; 小川 剛史*; 片山 義紀*; 小方 大成*; 峯村 敏幸*; 渡海 大輔*; et al.

Fusion Engineering and Design, 88(9-10), p.2520 - 2524, 2013/10

 被引用回数:5 パーセンタイル:46.51(Nuclear Science & Technology)

ITER TF構造物は高さ約17m,幅約9mのD型形状の大型溶接鋼構造物であり、その最大溶接深さは260mmとなる。TF構造物溶接時には、極低温における溶接継手強度を確保するために、溶接材料として、核融合炉設備規格 超伝導マグネット構造規格で規定されているFMYJJ1を、また、構造材料として4種類の窒素添加強化型ステンレス鋼を使用する計画である。原子力機構では、溶接深さと構造材料の組合が極低温における溶接継手の機械特性に与える影響を調査するために、FMYJJ1を使用した片側狭開先TIG溶接により、板厚40mmの4種類の構造材料の組合せ、及び板厚200mmの2種類の構造材料を組合せた溶接継手を製作し、これらの溶接継手から引張試験片を製作した。これらの試験片を用いて実施した4Kでの引張試験の結果、低い強度の構造材料を使用すると溶接継手の強度も低下するが、構造材料の強度を下回らないことがわかった。また、200mm厚さの溶接継手における引張試験結果では、継手強度は板厚方向にほぼ一定であり、極厚材の溶接においても実機TF構造物製作に十分な継手強度を確保できることを明らかにした。

論文

Cable twist pitch variation in Nb$$_{3}$$Sn conductors for ITER toroidal field coils in Japan

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

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 23(3), p.4801504_1 - 4801504_4, 2013/06

 被引用回数:11 パーセンタイル:35.89(Engineering, Electrical & Electronic)

ITER計画において、原子力機構は2010年3月からトロイダル磁場(TF)コイル用導体を調達している6極の中で、先駆けて実機導体の製作を開始した。TFコイルは高さ14m,幅9mで、7個のダブルパンケーキから構成されている。導体の単長は最大760mであり、通電電流値は11.8Tの磁場中において68kAである。導体はケーブル・イン・コンジット型と呼ばれるもので、900本のNb$$_{3}$$Sn素線と522本の銅素線で構成される撚線を円形のステンレス製ジャケットに挿入し、ジャケットを圧縮成型したものである。完成した導体の撚線の撚りピッチが、撚線製作時のピッチより長いことがわかった。この原因を究明するため、撚線の引張試験や引込中の撚線の回転測定などを行った。この結果、撚線をジャケットに挿入している間に、撚線が撚り戻る方向に回転したために、長くなったことが解明された。これらの結果を定量的に報告する。

論文

Effect of specimen shape on the elongation of 316LN jacket used in the ITER toroidal field coil

濱田 一弥; 河野 勝己; 齊藤 徹; 井口 将秀; 中嶋 秀夫; 手島 修*; 松田 英光*

AIP Conference Proceedings 1435, p.55 - 62, 2012/06

 被引用回数:3 パーセンタイル:17.08

原子力機構は、ITER計画の日本の国内機関として、ITERトロイダル磁場コイル用導体全体の25%の調達を分担している。導体は、直径0.8mmのNb$$_{3}$$Sn超伝導素線900本と銅素線522本を束ね合せたものを、金属製の保護管(ジャケット)に収めた構造である。ジャケットの4Kでの機械試験には、当初JISに基づき製作した試験片(並行部の幅:8mm)を用いたが、冷間加工及び熱処理を実施したサンプルの伸びにばらつきが見られた。このため、ASTMに準拠した試験片(並行部:幅12.5mm)を使用して試験片形状依存性を調べた。その結果、ジャケット受け取り状態での耐力、伸びはサンプルの形状にかかわらず、比較的ばらつきが少ない(3%以下)が、冷間加工及び熱処理を実施したサンプルの伸びについては、ASTMの試験片ではばらつきが少なくなる傾向を示した。熱処理したサンプル破断面はカップアンドコーン状破壊を示し、破断面周辺部の粒内破壊と中央部の粒界破壊が混在する状態であることがわかった。このため、伸びのばらつきの原因は、粒界破壊面の進展が、脆化によりサンプル形状の影響を受けやすくなっている可能性が示唆される。

論文

Estimation of tensile strengths at 4K of 316LN forging and hot rolled plate for the ITER toroidal field coils

井口 将秀; 齊藤 徹; 河野 勝己; 高野 克敏; 堤 史明; 千田 豊; 中嶋 秀夫

AIP Conference Proceedings 1435, p.70 - 77, 2012/06

ITERに使用される超伝導磁石用構造材料は液体ヘリウム温度(4K)にて運転されるため、4Kにおける材料強度評価は必要不可欠である。しかし、4Kでの材料強度評価試験には多大な労力を要するため、効率化のために原子力機構は比較的容易に得ることができる室温強度評価結果と材料の炭素及び窒素の含有量をパラメータとする2次曲線を使用した強度予測式の研究開発を行い、JSME規格の策定に貢献した。本発表ではITER TFコイル実規模試作において鍛造及び熱間圧延によって製作された窒素添加強化型316LNステンレス鋼にこの予測式を適用し、その予測精度について検討を行った。その結果、材料の炭素及び窒素含有量によって使用する予測式により、室温の強度評価結果から4Kでの強度を精度よく予測できることがわかった。本発表ではこの検討結果について発表する。

論文

Mass production of Nb$$_{3}$$Sn conductors for ITER toroidal field coils in Japan

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

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 22(3), p.4801904_1 - 4801904_4, 2012/06

 被引用回数:8 パーセンタイル:45.33(Engineering, Electrical & Electronic)

ITER計画において、原子力機構は2010年3月からトロイダル磁場(TF)コイル用導体を調達している6極の中で、先駆けて実機導体の製作を開始した。TFコイルは高さ14m,幅9mで、7個のダブルパンケーキから構成されている。導体の単長は最大760mであり、通電電流値は11.8Tの磁場中において68kAである。導体はケーブル・イン・コンジット型と呼ばれるもので、900本のNb$$_{3}$$Sn素線と522本の銅素線で構成されている。2010年12月までに、約60トンのNb$$_{3}$$Sn素線を製作した。これは、日本の分担分の約55%に相当する。また、11本の実機導体を製作し、日本分担分(33本)の約30%に相当する。実機導体は、ほぼ毎月1本ずつ製作している。本発表では、760mの銅ダミー導体の製作を通して確立した導体製作技術を中心に、高品質を確保する品質管理技術などの量産技術を紹介する。この量産体制の確立は、ITER建設の推進に大きく貢献している。

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:30.33(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

Development of structures for ITER toroidal field coil in Japan

井口 将秀; 千田 豊; 高野 克敏; 河野 勝己; 齊藤 徹; 中嶋 秀夫; 小泉 徳潔; 峯村 敏幸*; 小方 大成*; 小川 剛史*; et al.

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 22(3), p.4203305_1 - 4203305_5, 2012/06

 被引用回数:6 パーセンタイル:53(Engineering, Electrical & Electronic)

日本原子力研究開発機構(以下、原子力機構)はITERの建設において、トロイダル磁場(TF)コイル構造物(以下、TF構造物)すべての製作を担当する。TF構造物調達活動の一環として、原子力機構はTF構造物の材料品質確認、及び製作技術の検討及び検証活動を行ってきた。原子力機構は日本機械学会が2008年に制定した核融合炉設備規格超電導マグネット構造規格(JAME S KA1 2008)(以下、JSME規格)のTF構造物製造適用を提案しており、JSME規格の実用性を検証するために、実規模試作用に製作したステンレス鍛鋼品に対する品質確認試験を4Kにて実施し、JSME規格との比較を実施した。また、製作技術検討活動として、FMYJJ1ワイヤを使用した狭開先TIG溶接の溶接施工法の検証、溶接能率向上のためのFMYJJ1以外のワイヤの適用可能性の検討、TF構造物施工法確認のためにTF構造物の小規模及び実規模試作を行ってきた。本発表ではこれらの活動結果について報告する。

論文

Examination of Japanese mass-produced Nb$$_3$$Sn 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

 被引用回数:13 パーセンタイル:32.31(Engineering, Electrical & Electronic)

ITER TFコイル用Nb$$_3$$Sn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$$T_{cs}$$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$$T_{cs}$$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。

論文

Pressure drop characteristic of the ITER cable-in-conduit conductor

濱田 一弥; 河野 勝己; 海老澤 昇; 中嶋 秀夫; 矢野 嘉孝*; 山口 孝則*

Proceedings of 24th International Cryogenic Engineering Conference (ICEC 24) and International Cryogenic Materials Conference 2012 (ICMC 2012) (CD-ROM), p.559 - 562, 2012/05

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全体の25%、導体本数として33本の調達を担当している。導体は、直径0.8mmのNb$$_{3}$$Sn超伝導素線900本,銅線522本を撚り合せて、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。これまでに23本の導体の完成検査として、室温の窒素ガスを用いて、流量と導体入口出口の圧力差の関係を測定した。測定結果は、無次元化して、管摩擦係数とレイノルズ数の関係に整理し、導体間で圧力損失特性に差がないことを確認した。この結果は、導体,撚線が均一な品質で製作されていることを示すものである。また、測定値は、ITERの圧力損失特性式による予想値よりも20%程度低い結果となり、予測式は補正が必要であることがわかった。一方、上記の無次元化したデータを外挿することにより、4Kでの圧力損失特性をITERの特性式よりも精度よく予想できると考えられる。

論文

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

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Nb$$_{3}$$Sn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。

論文

Technology development and mass production of Nb$$_{3}$$Sn conductors for ITER toroidal field coils in Japan

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

Nuclear Fusion, 51(11), p.113015_1 - 113015_11, 2011/11

 被引用回数:10 パーセンタイル:47.37(Physics, Fluids & Plasmas)

ITER計画において、原子力機構はトロイダル磁場(TF)コイル用Nb$$_{3}$$Sn導体の調達を行っている。製造しているNb$$_{3}$$Sn素線の量は、これまでの経験と比較して非常に多く、要求されている超伝導性能はITERの工学設計活動(EDA)において製作・試験されたモデルコイルの性能と比較して非常に高いものである。このため、素線製造において、製造過程における品質管理技術及び製品の検査結果を元に統計的管理を行うことが重要である。導体製造技術においては、精度の高い外径寸法及びジャケットの溶接部において高い気密性が要求されているため、品質管理として形状検査技術及び高感度なリーク試験方法を開発した。これらの技術を用いて、2010年1月に導体製作装置が完成し、760mの銅ダミー導体が成功裏に製作され、導体製造技術が適正なものであることが立証された。2010年3月より、世界に先駆けてTFコイル用導体の製造を開始した。

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