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論文

Proposals for the final design of the ITER central solenoid

吉田 清; 高橋 良和; Mitchell, N.*; Bessette, D.*; 久保 博篤*; 杉本 誠; 布谷 嘉彦; 奥野 清

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 14(2), p.1405 - 1409, 2004/06

 被引用回数:16 パーセンタイル:37.56(Engineering, Electrical & Electronic)

ITER中心ソレノイド(CS)は、半径2mで高さ12mの円筒状の超伝導マグネットで、6個のパンケーキ巻線から構成され、プラズマの形状制御に使用される。6個のパンケーキ巻線は巻線間の圧力を保つために、軸方向に圧縮する構造物で支持される。CS導体はNb$$_{3}$$Snケーブルとステンレス鋼のコンジットから構成されるケーブル・イン・コンジット導体である。CSモデル・コイルの実験結果を反映させると、運転のマージンを見直す必要があり、さらに大きなケーブル、または電流容量がより大きいケーブルが必要とされた。そこで、超伝導素線にブロンズ法(NbTi)$$_{3}$$Snを採用するとともに、コンジットに高Mnステンレス鋼を用いることとした。その結果、ケーブルの大きさを抑え、疲労限界以下で設計できることがわかった。また、応力集中の発生しやすいヘリウム冷媒入口の構造の改善,電流口出し部の補強部の見直しを行った。さらに、6個のモジュールを締付ける構造物を、9分割にすることにより、冷却配管の応力を低減した。以上の改良を施したCSコイルはITERの要求性能をすべて満足する見通しが得られた。

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

Acoustic emission and disturbances in central solenoid model coil for international thermonuclear experimental reactor

新井 和邦*; 二ノ宮 晃*; 石郷岡 猛*; 高野 克敏*; 中嶋 秀夫; Michael, P.*; Vieira, R.*; Martovetsky, N.*; Sborchia, C.*; Alekseev, A.*; et al.

Cryogenics, 44(1), p.15 - 27, 2004/01

 被引用回数:3 パーセンタイル:83.41(Thermodynamics)

ITER計画のもとで中心ソレノイド・モデル・コイルの試験を行い、コイルで発生するAE信号を直流運転時に測定した。その結果、コイルで発生するAE信号は、超伝導導体で発生する交流損失と関係があることが明らかになった。このことは、コイルの繰り返し通電時の撚線の動き及び素線間接触の剥がれにより交流損失が発生し、それらの動きをAE信号として測定したことを示している。また、AE信号はコイルのバランス電圧で見られる電圧スパイクとも関係があり、機械的攪乱が存在していることが明らかとなった。このことから、CSモデル・コイルにおいては、機械的攪乱の発生場所はAE信号及び電圧スパイクの情報を用いることで求めることが可能である。

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

強制冷却型導体のホットスポット温度の解析

吉田 清; 瀧上 浩幸*; 久保 博篤*

低温工学, 36(11), p.617 - 625, 2001/11

本報は、強制冷却型超伝導導体のホットスポット温度について数値解析を用いた検討結果を報告する。ITERマグネットは、TFコイル及びCSコイル,PFコイル用の3種類の超伝導導体を用いる。それらの導体に含まれる安定化銅の量は、断熱条件で求めたホットスポット温度によって求められている。その条件を満たすために、ITERでは超伝導素線以外に大量の銅素線が必要になってしまっている。しかし、導体の温度や応力は最新の解析ツールを用いて求めることができる。その数値解析で求めたホットスポット温度は、断熱条件で求めた値よりかなり低い温度であった。さらに、ホットスポット温度を決める要素であるクエンチ検出までの遅れ時間も、この数値解析で求めることができた。その結果、撚線内の銅素線の量を減らすことができ、現在のITERマグネットを小型化できる可能性を示した。

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

Analytical studies on the hotspot temperature of cable-in-conduit conductors

吉田 清; 瀧上 浩幸*; 久保 博篤*

Cryogenics, 41(8), p.583 - 594, 2001/08

 被引用回数:8 パーセンタイル:60.51(Thermodynamics)

本報は、強制冷却型超伝導導体のホットスポット温度について数値解析を用いた検討結果を報告する。ITERマグネットは、TFコイル及びCSコイル,PFコイル用の3種類の超伝導導体を用いる。それらの導体に含まれる安定化銅の量は、断熱条件で求めたホットスポット温度によって求められている。その条件を満たすために、ITERでは超伝導素線以外に大量の銅素線が必要になってしまっている。しかし、導体の温度や応力は最新の解析ツールを用いて求めることができる。その数値解析で求めたホットスポット温度は、断熱条件で求めた値よりかなり低い温度であった。さらに、ホットスポット温度を決める要素であるクエンチ検出までの遅れ時間も、この数値解析で求めることができた。その結果、撚線内の銅素線の量を減らすことができ、現在のITERマグネットを小型化できる可能性を示した。

論文

CSモデル・コイル実験結果; 機械特性

杉本 誠; 中嶋 秀夫; 土屋 佳則; 久保 博篤*; CSモデル・コイル実験グループ

低温工学, 36(6), p.336 - 343, 2001/06

ITER-EDAにおける主要R&DであるCSモデル・コイルの第一回目の通電試験が2000年8月に成功裏に終了した。通電試験は同年4月から開始し、定格13T-46kAに直流及びパルス通電で達した。CSモデル・コイル並びにCSインサート・コイルの機械的特性について記述した。コイルの通電中のひずみ測定結果を論じるとともに、有限要素法による解析結果と比較しその妥当性を論じた。またCSインサート・コイルで実施した1万回のくり返し試験において、その機械的特性に変化はなかった。あわせて、未経験領域での通電において、スパイク状の温度上昇を観測した。電圧信号との同期からこれは機械的じょう乱によるものと思われる。これによる発熱量を考察した。

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。

論文

Fabrication of ITER central solenoid model coil-outer module

安藤 俊就; 檜山 忠雄; 高橋 良和; 中嶋 秀夫; 加藤 崇; 杉本 誠; 礒野 高明; 河野 勝己; 小泉 徳潔; 濱田 一弥; et al.

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 9(2), p.628 - 631, 1999/06

 被引用回数:7 パーセンタイル:50.29(Engineering, Electrical & Electronic)

国際協力で進めている国際熱核融合実験炉(ITER)のR&Dにおいて最も重要な位置を占める中心ソレノイド・モデル・コイルの外層モジュールの建設が90%の完成をみるところまで進展した。その製作の内容について紹介する。

報告書

国際熱核融合実験炉ITER磁場補正(コレクション)コイルの設計

久保 博篤*; 小峰 武司*; 吉田 清

JAERI-Tech 98-050, 69 Pages, 1998/11

JAERI-Tech-98-050.pdf:1.88MB

日、米、EC、ロシアの4極の協力により国際熱核融合実験炉計画が進められている。プラズマを閉じ込めるため磁場を発生させるコイルとして超電導コイルが使用される。このコイルのうち、ポロイダル磁場(PF)コイルと呼ばれる真空容器中のプラズマ位置や断面形状を制御するコイルが設置される。この磁場にはPFコイル製作による誤差据付け公差により磁場の誤差が生じる。この誤差を補正する目的のためPFコイルの周囲をコレクションコイルと呼ばれる磁場補正超電導コイルが設置される。このコイルには大電流による電磁力、TFコイルから受ける変位による荷重が作用する。この機械特性を評価し設計に反映させるために電磁力とTFコイルの変位による応力解析、クランプのボルト等の検討を行うことにより提案クランプ位置に設定することで許容応力内に収まることを確認した。

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