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論文

Development on rubber bearings for sodium-cooled fast reactor, 3; Ultimate properties of a half scale thick rubber bearings based on breaking test

深沢 剛司*; 岡村 茂樹*; 山本 智彦; 川崎 信史; 廣谷 勉*; 森泉 瑛里子*; 櫻井 祐*; 正木 信男*

Proceedings of 2016 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2016) (Internet), 10 Pages, 2016/07

ナトリウム冷却型高速炉で用いられる免震用厚肉積層ゴムの終局特性を1/2スケールモデルを用い取得した。厚肉積層ゴムの基礎復元特性は、既に取得されており、本検討では、ばらつき分布を含む復元特性及び終局特性に着目した試験を実施した。その結果、剛性と減衰率及び破断ひずみに関するデータが取得できた。

論文

Thermal strain in superconducting Nb$$_{3}$$Sn strand at cryogenic temperature

Harjo, S.; 川崎 卓郎; 辺見 努; 伊藤 崇芳*; 中本 建志*; 相澤 一也

JPS Conference Proceedings (Internet), 8, p.031001_1 - 031001_5, 2015/09

Measurements of thermal strains in the superconducting constituent (Nb$$_{3}$$Sn phase) in Nb$$_{3}$$Sn strand were performed using BL19 Takumi of MLF, J-PARC. Lattice parameters of Nb$$_{3}$$Sn phase change continuously with increasing temperature. To avoid the thermal expansion effect, lattice parameters of the filaments (extracted from the strand) measured at the same temperatures were used to estimate the thermal strains in Nb$$_{3}$$Sn phase. As results, thermal strains for axial direction below 50 K are kept roughly constant at large compressive values, while the values are much lower (the difference is $$sim$$0.13%) than that measured at room temperature.

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

 被引用回数:0 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.

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:17 パーセンタイル:26.81(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

Application of react-and-wind method to D-shaped test coil using the 20 kA Nb$$_{3}$$Al conductor developed for JT-60SC

木津 要; 三浦 友史; 土屋 勝彦; 小泉 徳潔; 松井 邦浩; 安藤 俊就*; 濱田 一弥; 原 英治*; 今橋 浩一*; 石田 真一; et al.

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 14(2), p.1535 - 1538, 2004/06

 被引用回数:1 パーセンタイル:87.85(Engineering, Electrical & Electronic)

JT-60SCの超伝導トロイダル磁場コイル(TFC)製作においては、Nb$$_{3}$$Al導体が歪による臨界電流(${it I}$$$_{c}$$)の減少が少ないために、より低コストなコイル製作を可能とする熱処理後巻線する方法(リアクト・アンド・ワインド法:R&W法)が適用可能と考えられる。しかしながら、曲げに起因する${it I}$$$_{c}$$の減少を評価するためのデータが不足しており、核発熱などによる温度上昇に対するコイルの温度裕度を見積もることが困難であった。そこで、R&W法による導体の曲げの影響を評価するために${it I}$$$_{c}$$測定部がTFC実機と同じR=1.06m(曲げ歪:$$pm$$0.4%)の曲率となるD型のコイルを開発し、${it I}$$$_{c}$$を測定した。また曲げの寄与を明確にするために、曲げを加えていない短尺サンプルも製作した。コイル製作は、導体をR=2.13mの環状に成形した状態で熱処理を行い、その後、D型コイル形状に巻線を行った。D型コイルを温度(T)4.3-4.4K,磁場(B)7-12Tで試験し、30kA(7.3T, 4.4K)の${it I}$$$_{c}$$を達成した。D型コイルと超伝導素線との${it I}$$$_{c}$$比較より、導体の歪は-0.6%程度と見積もられた。これは、短尺サンプルと同程度の歪であり、0.4%の曲げは${it I}$$$_{c}$$にほとんど影響を与えないことが明らかとなり、TFCをR&W法で製作した場合でも、設計基準の温度裕度を確保できることが見いだされた。

論文

Solid spallation target materials development

川合 將義*; 古坂 道弘; Li, J.-F.*; 川崎 亮*; 山村 力*; Mehmood, M.*; 栗下 裕明*; 菊地 賢司; 竹中 信幸*; 鬼柳 善明*; et al.

Proceedings of ICANS-XVI, Volume 3, p.1087 - 1096, 2003/07

中性子源として最高性能を誇るタングステン固体ターゲットを実用化するため、薄板状のタンタル被覆タングステンターゲットを製作した。ポイントは熱応力を下げるため、数mmの薄板にし、かつ温度監視のために熱電対孔を設けつつ、HIPによる拡散接合で製作したことである。HIP条件は既に明らかにした条件で行い、超音波顕微鏡観察の結果、接合は完璧であった。もう一つの方法として、複雑形状に対応でき、かつタンタル厚さを薄くできる電気メッキ法も確立した。

論文

Development of the Nb$$_{3}$$Al D-shaped coil fabricated by react-and-wind method for JT-60 superconducting Tokamak

木津 要; 三浦 友史; 土屋 勝彦; 小泉 徳潔; 松井 邦浩; 安藤 俊就*; 濱田 一弥; 原 英治*; 今橋 浩一*; 石田 真一; et al.

Proceedings of 6th European Conference on Applied Superconductivity (EUCAS 2003), p.400 - 407, 2003/00

JT-60SCのトロイダル磁場コイル(TFC)は18個のD型コイルで構成される。運転電流19.4kAでのTFCの最大経験磁場は7.4Tとなる。原研ではTFCのために先進的なNb$$_{3}$$Al導体を開発した。Nb$$_{3}$$Alは歪に強いという性質があるため、熱処理後巻線する方法:リアクト・アンド・ワインド法(R&W法)でTFCを製作することが可能となり、より高いコイル製作精度と低コスト化を実現できる。R&W法によるコイル製作を実証するためにD型の2ターンコイルを開発した。D型コイルを温度範囲4.3-4.4K,磁場範囲7-12Tで試験し、30kA(7.3T,4.4K)の臨界電流(Ic)を達成した。D型コイルと超伝導素線とのIc比較より、導体の歪は-0.6%程度と見積もられた。この歪とNb$$_{3}$$Alの臨界電流密度・磁場・温度の関係式を用いて性能を予測したところ、TFCをR&W法で製作した場合でも、設計基準の温度マージンを確保できることが見出された。以上より、R&W法がTFC製作に適用可能であることが実証できた。

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

 被引用回数:17 パーセンタイル:22.31(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

 被引用回数:53 パーセンタイル:15.64(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。

口頭

高温多湿,高放射線環境下における放射線防護設備の適用にかかわる研究; 放射線作業における身体負荷量の調査

海野 基義; 江橋 勤; 川崎 位; 友常 祐介; 秋山 聖光; 江尻 英夫; 小林 博英

no journal, , 

本研究は、重装備の身体的負荷の緩和を目指して実施しているものである。本件は、最適な防護装備の選定や防護装備の性能評価を行ううえで、重要なパラメータの一つである身体負荷の定量的な指標として生理学的指標に着目し、東海再処理施設の放射線作業において、データの収集・調査を行い、まとめたものである。その結果、作業前後の体重の減少量が身体負荷の定量的な指標として有効であることが確認された。

口頭

簡素化ペレット法によるMOX燃料製造技術開発,2; 小規模MOX試験設備を用いた転動造粒法による粉末流動性改良試験

加藤 良幸; 木村 雄一; 川崎 諭*; 栗田 勉; 吉元 勝起

no journal, , 

簡素化ペレット法については、2010年までにプルトニウムなどを用いた小規模試験を実施して工学規模でのプロセス成立性を確認を目指している。原料粉末調整工程については、600gMOX/Batch規模の原料粉末調整試験を実施して、得られる原料粉末の品質や収率などを踏まえて工学規模でのプロセス成立性を評価する。このため、小規模試験設備を用いてMOX粉末の造粒試験を実施し、プロセス成立性評価に必要な粉末の特性や収率などのデータを取得した。試験の結果、MOX粉末の流動性指数を60以上にでき、かつ、比表面積やO/MなどのMOX粉末仕様を満足し、製品収率もおおむね9割以上にできる適切な粉末流動性改良条件を見いだすことができた。

口頭

ITER TFコイル用Nb$$_3$$Sn素線の評価技術

名原 啓博; 布谷 嘉彦; 礒野 高明; 小泉 徳潔; 濱田 一弥; 松井 邦浩; 辺見 努; 吉川 正敏*; 宇野 康弘; 押切 雅幸; et al.

no journal, , 

ITER TFコイルに使用されるNb$$_3$$Sn超伝導素線に関しては、既に日本はその分担分の約半分の製作を終えており、順調に調達を進めている。その超伝導素線の調達における品質管理として、素線メーカーで測定された超伝導素線性能を原子力機構でも測定し、その品質を確認している。これまでに多くの超伝導素線の性能を調べた結果、素線メーカーの測定値と原子力機構の測定値はおおむね一致しているものの、差異が生じることもあり、その原因について報告する。

口頭

ITER TFコイル用超伝導導体の量産化と導体性能

名原 啓博; 布谷 嘉彦; 礒野 高明; 濱田 一弥; 小泉 徳潔; 松井 邦浩; 辺見 努; 河野 勝己; 吉川 正敏*; 宇野 康弘; et al.

no journal, , 

ITER TFコイルに使用される超伝導導体の量産化が始まっている。まず、100mと415mの試作導体を製作し、これらから切り出した4mの導体の性能試験を行った。その結果、分流開始温度が設計値の5.7Kを上回ることを確認し、量産プロセスを開始した。そして、実機TFコイルに使用する導体を量産し、既に415mの導体を5本,760mの導体を6本製作した。

口頭

ITER中心ソレノイド用超伝導導体の導体性能評価

名原 啓博; 辺見 努; 梶谷 秀樹; 尾関 秀将; 井口 将秀; 布谷 嘉彦; 礒野 高明; 松井 邦浩; 小泉 徳潔; 堤 史明; et al.

no journal, , 

ITER中心ソレノイド(CS)用超伝導導体はすべて日本が調達する。CSはパルス運転を行うため、最大6万回の繰り返し負荷を想定しているが、実規模導体試験装置(SULTAN)を用いた短尺試作導体サンプルの性能試験で、分流開始温度(Tcs)が繰り返し負荷数に対してほぼ直線的に低下する結果が得られ、問題となっていた。そこで、撚線の機械的強度を高めるため、1次から4次の各撚りピッチを当初の約半分に短くした導体を4本製作した。その導体性能をSULTANを用いて評価した結果、Tcsはサイクル数に対して低下しないことが確認され、CS用超伝導導体の製作を本格的に開始した。

口頭

液体シンチレーションカウンタ校正用標準線源の信頼性についての検討

川崎 隆行; 関田 勉; 菊地 正光; 角田 昌彦

no journal, , 

液体シンチレーションカウンタによるトリチウム等の放射能測定は、クエンチング補正曲線から求めた計数効率を用いて算出している。クエンチング補正曲線は、クエンチングの異なる10本1組の校正用標準線源(以下「標準線源」という。)を用いて作成している。計数効率を求めるには、標準線源に値付けされている放射能の確かさが重要である。トリチウム用の標準線源に添付されている成績書では、値付けされた放射能に1.3%から4.0%の不確かさが付記されている。そこで、標準線源の値が、成績書に付記されている値の不確かさの範囲内であるかを測定によって確認した。また、標準線源には有効期限があるが、高価であることや廃棄物の低減化の観点から、有効期限を過ぎても使い続けている現状がある。そこで、有効期限を過ぎて使い続けた場合における標準線源の劣化等による影響についても検討を行った。

口頭

ITER CSコイル用Nb$$_3$$Sn超伝導導体の性能試験

名原 啓博; 諏訪 友音; 辺見 努; 梶谷 秀樹; 尾関 秀将; 櫻井 武尊; 井口 将秀; 布谷 嘉彦; 礒野 高明; 松井 邦浩; et al.

no journal, , 

ITER中心ソレノイド(CS)用超伝導導体は全て日本が調達する。その超伝導性能を確認するため、実規模導体試験装置(SULTAN)を用いて短尺試作導体サンプルの試験を行った。CSはパルス運転を行うため、超伝導導体に最大6万回の繰り返し負荷が加わるが、SULTANを用いて評価した結果、分流開始温度が繰り返し負荷数に対して低下しないことを確認した。また、従来の導体サンプルに比べて交流損失を30$$sim$$50%程度低下できたことを確認した。これにより、CS用超伝導導体性能に関する知見を深めると共に、その信頼性を向上することができた。

口頭

ITER導体用撚線の開発と製作

高橋 良和; 名原 啓博; 布谷 嘉彦; 諏訪 友音; 堤 史明; 押切 雅幸; 尾関 秀将; 渋谷 和幸*; 河野 勝己; 川崎 努*; et al.

no journal, , 

ITER中心ソレノイドの導体用撚線は、撚りピッチが短い導体は電磁力の繰り返し負荷に対する超伝導性能の低下がないことは既に報告した。撚りピッチが短い撚線は撚り合わせて圧縮成形する前の外径が大きくなるため、圧縮成形作業において圧縮率が高くなり、素線の変形を小さくする必要がある。このため、撚りピッチを最適化するための試作を行った。その結果、素線のダメージ(変形)は画期的に小さくなった。並行して、人工的に変形を施した素線のIcを測定し、変形のIcへの影響を測定した。両者の結果より、Icが低下しない撚線を開発することができたので実機撚線の製作を開始した。また、この撚線の機械的特性を引張試験により評価した。試作状況,機械的特性と合わせて、実機撚線の製作状況を報告する。

口頭

ITER中心ソレノイド用超伝導導体の量産化と導体性能

名原 啓博; 諏訪 友音; 辺見 努; 梶谷 秀樹; 尾関 秀将; 櫻井 武尊; 井口 将秀; 布谷 嘉彦; 礒野 高明; 松井 邦浩; et al.

no journal, , 

量産を開始したITER中心ソレノイド(CS)用超伝導導体の導体性能を初めて評価した。長さ918mの導体を製作する際、撚線先端の5次撚りピッチが450mm(設計値)から530mmに伸長するため、これが導体性能に影響を及ぼし得るかを調べることが重要であった。試験の結果、交流損失への影響はほとんど無いことが分かった。一方、繰返し通電に対して分流開始温度測定時の常伝導転移定義電圧(100$$mu$$V/m)以下の領域で電圧がより低温で発生する結果を得た。ただ、その量はわずかであり、6万回の繰返し通電を経てもITERの要求性能を満たすため、本導体を実機CSに使用できることを明らかにした。

口頭

ITER TF導体を用いたインサート・コイルの製作

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.

no journal, , 

国際熱核融合実験炉(ITER)のトロイダル・フィールド(TF)コイル用超伝導導体の性能を評価するため、原子力機構はTFインサート・コイル(TFIC)という直径1.44mで8.875ターンの巻線部を有するTF導体を用いたソレノイドコイルをメーカーとの協力により製作した。TFICは、原子力機構の所有する中心ソレノイドモデルコイル施設の中心ボアに据付され、最大13Tまでの外部磁場環境下で性能試験が行われる。TFICの製作にあたっては、TF導体及びTFICの構造を考慮した製作技術を確立する必要があった。原子力機構では、その製作過程で適用する製作技術について試作を実施し、超伝導素線へのダメージが無く、構造的強度が十分で、かつ、製作プロセスが適切に完了可能であるかという観点から、解体試験及び極低温度を含む温度領域での機械試験を実施した。上記試験の結果から、各製作プロセスである導体巻線・Crめっき除去・電気継手部の溶接・熱処理・導体絶縁のための樹脂含浸工程を確立し、TFインサート・コイルの製作を問題なく完了することができた。本発表では、上記試作結果とTFICの製作プロセスについて報告する。

口頭

ITER中心ソレノイド用超伝導導体の製作状況

名原 啓博; 諏訪 友音; 尾関 秀将; 櫻井 武尊; 梶谷 秀樹; 井口 将秀; 辺見 努; 布谷 嘉彦; 礒野 高明; 松井 邦浩; et al.

no journal, , 

ITERの中心ソレノイド(CS)に用いる超伝導導体は、全て日本が製作する。2015年10月末の時点で、長さ613mの導体を4本、918mの導体を16本製作した。これは導体全量の40%に相当し、今後2年で残り60%を製作する。日本が製作した導体を用いてCSを製作するのは米国の担当であり、順次、導体を米国に輸送している。製作した超伝導導体の性能は、スイスの試験装置と日本の試験装置で調べており、いずれもCSに要求される性能を十分な裕度で満たしていることを確認した。

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