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論文

Fabrication and installation of equilibrium field coils for the JT-60SA

土屋 勝彦; 木津 要; 村上 陽之; 柏 好敏; 吉澤 憲生; 吉田 清; 長谷川 満*; 久野 和雄*; 野元 一宏*; 堀井 弘幸*

Fusion Engineering and Design, 88(6-8), p.551 - 554, 2013/10

 被引用回数:8 パーセンタイル:59.34(Nuclear Science & Technology)

JT-60SA装置の超伝導平衡磁場(EF)コイルのうち、トロイダル磁場(TF)コイルの下側に設置されるEF4, 5, 6の3つのコイルは、TFコイル設置前に製作を完了する必要がある。EFコイルの一号機として、2011年よりEF4コイルの製作が開始され、2012年4月に巻線が完成した。プラズマを高い精度で制御するために本コイルに対して求められている製作・設置精度は、電流中心半径では、両者合わせて6mm以内である。EF4コイルについて、積層後に巻線全体の非円形度を計測すると0.6mm(+0.2から-0.4mm)であり、要求精度の十分の一を達成できたことがわかった。これは、非変形度の生じやすいジョイント部を、一つのセクションに集中させることなく、DPコイルごとに位置を散らす構造としたため、誤差が平均化されたことによるものが一因と考えられる。これにより、今後大口径(8ないし11m)のEFコイル製作について、高い精度で製作できる目処がたち、設置精度に十分な裕度を残せる結果となった。

論文

Manufacture of the winding pack and development of key parts for the JT-60SA poloidal field coils

土屋 勝彦; 木津 要; 村上 陽之; 吉田 清; 栗原 研一; 長谷川 満*; 久野 和雄*; 野元 一宏*; 堀井 弘幸*

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 22(3), p.4202304_1 - 4202304_4, 2012/06

 被引用回数:7 パーセンタイル:44.38(Engineering, Electrical & Electronic)

日本が担当しているJT-60SAのポロイダル磁場コイルのうち、中心ソレノイド(CS)については、巻線機が完成して調整中であり、平衡磁場コイル(EF)コイルについては、一号機となるEF4コイルが製造を開始し、これまでに本コイルを構成する10個のダブルパンケーキコイル(DP)のうち4個のDPが完成している。また、3つのDPについては寸法検査も行われ、電流中心の誤差は、+2.2mmから-2.1mmの範囲であり、設計誤算範囲である$$pm$$3mmよりも十分小さくなっていることがわかった。このことから、本コイル製造は順調に進んでいるものと判断できる。一方、巻線を構成する部品である、冷媒入口部や巻線終端部の製作は、コイル巻線作業直後に行われる作業でもあるので、早急に設計を完遂する必要がある。特にCSは大きな電磁力を生じることから、設計条件が厳しくなる。まずインレットについては、この電磁力に耐えるうえに、加工時に超伝導線を傷つけないようにする設計ができた。巻線終端構造については、ITERで提案されているものに比べ簡素でありながら、フープ力に耐えつつ絶縁性能も保持する構造とすることができた。これにより、終端部の占有空間が小さくなって巻線の欠ターン数を少なくでき、プラズマ運転領域の確保に貢献した。

論文

Manufacturing of JT-60SA equilibrium field coils

長谷川 満*; 堀井 弘幸*; 野元 一宏*; 今井 良夫*; 村井 隆*; 湊 恒明*; 久野 和雄*; 土屋 勝彦; 村上 陽之; 木津 要; et al.

Proceedings of 24th International Cryogenic Engineering Conference (ICEC 24) and International Cryogenic Materials Conference 2012 (ICMC 2012) (CD-ROM), p.571 - 574, 2012/05

JT-60SA装置の超伝導コイルには、18個のトロイダル磁場(TF)コイルと、4つのモジュールから構成される中心ソレノイド(CS)、そして6つの円形であり、さまざまな直径(4.5ないし11m)を持つプラズマ平衡磁場(EF)コイルがあり、日欧協力して製造が進めており、これらのうちCSとEFコイルは日本が担当となっている。このEFコイルのうち、TFコイルの下側に設置されるEF4,5,6の3つのコイルは、TFコイル完成前にJT-60SA本体が設置される箇所に配置されている必要があるため、特に製造が急がれる。2011年より、超伝導コイルの一号機として、EF4コイルの巻線製造が開始された。そして2012年4月、巻線が完成し日本原子力研究開発機構那珂研究所に納入した。最終的に、本コイルの電流中心のトレランスは、要求設計スペックの約十分の一に押さえ込むことが確認できた。本講演では、巻線製造に使用された各機器類の諸元及び工程について述べるとともに、トレランスの評価結果について報告する。

論文

Critical issues for the manufacture of the ITER TF coil winding pack

小泉 徳潔; 辺見 努; 松井 邦浩; 中嶋 秀夫; 奥野 清; 久野 和雄*; 野元 一宏*

Fusion Engineering and Design, 84(2-6), p.210 - 214, 2009/09

 被引用回数:15 パーセンタイル:72.74(Nuclear Science & Technology)

ITER-TFコイルは高さ14m,幅9mのD型コイルであり、ITER工学設計で開発,試験されたTFモデル・コイルの約3倍の大きさとなっている。このため、その製作では新たな技術的課題が生じている。特に、導体長を0.05%の高精度で管理しながら巻線を実施する自動巻線技術、高さ14mのラジアル・プレート(RP)に導体を固定するカバー・プレート(CP)を約750mの長さにわたって溶接し、かつ、溶接による面外変形及び面内変形をそれぞれ2mm及び5mmに抑える技術では、これまでに経験したことがない高い技術が必要とされる。そこで、高精度自動巻線ヘッドを開発し、導体長を0.01%の高精度で測定しながら、1/3規模のD型巻線を試作して、高精度自動巻線が可能なことを示した。また、長さ1mのRP部分モデルを用いて、CP溶接試験を実施し、面外変形を0.8mmに抑えることができた。この結果から、固有歪法を用いて、実機RPのCP溶接による変形量を評価すると、面外変形が1mm、面内変形が5mmと評価され、要求値を満足できると期待できる。また、TFコイルの製作工程全般についても検討し、技術的にはその製作性に目処を立てることができた。

論文

Results of R&D on ITER-TF winding critical issues

小泉 徳潔; 中嶋 秀夫; 松井 邦浩; 礒野 高明; 奥野 清; 高柳 貞敏*; 久野 和雄*; 仙田 郁夫*

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 18(2), p.475 - 478, 2008/06

 被引用回数:15 パーセンタイル:63.26(Engineering, Electrical & Electronic)

ITER-TFコイルの製作技術は、ITE-EDAで開発,試験されたTFモデル・コイル(TFMC)でおおむね実証されたが、ITER-TFコイルがTFMCに比べて約3倍の大きさとなったために、新たな技術的課題が発生している。主な課題としては、高精度の巻線技術,熱処理前後の導体長変化量の正確な予測,耐放射線性に優れた絶縁樹脂を用いた含浸技術の開発がある。原子力機構では、巻線機の主要部品である高精度・自動巻線ヘッドを開発し、短尺導体で高精度巻線の実現性を実証した。また、導体の熱処理前後の伸縮量を新たに開発した装置を用いて測定し、その伸縮量が200ppm以下の小さなものであることを示した。これらの成果より、ITER-TFコイル巻線の寸法公差を達成する目処を立てることができた。さらに、部分モデルによる含浸試験を実施し、ITER-TFコイルの含浸時間を評価する手法を確立し、樹脂のポット・ライフ(含浸作業が実施可能な最大の時間)内でコイルを含浸する手法を検討した。

論文

Overview of national centralized tokamak program; Mission, design and strategy to contribute ITER and DEMO

二宮 博正; 秋場 真人; 藤井 常幸; 藤田 隆明; 藤原 正巳*; 濱松 清隆; 林 伸彦; 細金 延幸; 池田 佳隆; 井上 信幸; et al.

Journal of the Korean Physical Society, 49, p.S428 - S432, 2006/12

現在検討が進められているJT-60のコイルを超伝導コイルに置き換える計画(トカマク国内重点化装置計画)の概要について述べる。本計画はITER及び原型炉への貢献を目指しているが、その位置づけ,目的,物理設計及び装置設計の概要,今後の計画等について示す。物理設計については、特に高い規格化ベータ値を実現するためのアスペクト比,形状因子及び臨界条件クラスのプラズマや完全非誘導電流駆動のパラメータ領域等について、装置については物理設計と整合した設計の概要について示す。

論文

Overview of the national centralized tokamak programme

菊池 満; 玉井 広史; 松川 誠; 藤田 隆明; 高瀬 雄一*; 櫻井 真治; 木津 要; 土屋 勝彦; 栗田 源一; 森岡 篤彦; et al.

Nuclear Fusion, 46(3), p.S29 - S38, 2006/03

 被引用回数:13 パーセンタイル:44.28(Physics, Fluids & Plasmas)

トカマク国内重点化装置(NCT)計画は、大学における成果を取り込みつつJT-60Uに引き続き先進トカマクを進めるための国内計画である。NCTのミッションは発電実証プラントに向けて高ベータ定常運転を実現するとともに、ITERへの貢献を図ることである。高ベータ定常運転を実現するために、装置のアスペクト比,形状制御性,抵抗性壁モードの帰還制御性,電流分布と圧力分布の制御性の機動性と自由度を追求した。

論文

Engineering design and control scenario for steady-state high-beta operation in national centralized tokamak

土屋 勝彦; 秋場 真人; 疇地 宏*; 藤井 常幸; 藤田 隆明; 藤原 正巳*; 濱松 清隆; 橋爪 秀利*; 林 伸彦; 堀池 寛*; et al.

Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1599 - 1605, 2006/02

 被引用回数:1 パーセンタイル:10.64(Nuclear Science & Technology)

JT-60定常高ベータ装置(トカマク国内重点化装置)は、経済的な核融合炉の実現を目指した定常高ベータプラズマ運転の実証が重要なミッションの一つである。現在、プラズマ形状及びアスペクト比について広いパラメータ領域で研究を行えるように、装置の物理的・技術的設計検討を進めている。本装置の目標とする高ベータプラズマは、自由境界MHD安定性限界を超えた領域にあるため、電子サイクロトロン加熱による新古典テアリングモードの抑制に加えて、安定化板及び容器内コイルを用いた壁不安定性モードの抑制など、さまざまなMHD不安定性の制御手法を駆使する必要がある。それらを踏まえて、今回は、高ベータと臨界条件クラスのプラズマを同時に達成できるプラズマパラメータの解析評価、及び自由境界MHD安定性限界を超えた高ベータプラズマの非誘導電流駆動制御シナリオの検討結果について報告する。また、広いパラメータ領域で定常高ベータプラズマ運転を実現させるための装置設計の現状に関して、超伝導コイル及び放射線遮へい材を中心に報告する。

論文

Design study of national centralized tokamak facility for the demonstration of steady state high-$$beta$$ plasma operation

玉井 広史; 秋場 真人; 疇地 宏*; 藤田 隆明; 濱松 清隆; 橋爪 秀利*; 林 伸彦; 堀池 寛*; 細金 延幸; 市村 真*; et al.

Nuclear Fusion, 45(12), p.1676 - 1683, 2005/12

 被引用回数:15 パーセンタイル:48.09(Physics, Fluids & Plasmas)

トカマク国内重点化装置の設計研究をまとめた。装置の設計は、プラズマのアスペクト比と形状制御性に関して自由度を広く確保できることが求められている。これは、ITERと平行して研究を進めるとともに、定常高ベータプラズマ運転についての科学的なデータベースをDEMOへ提供する観点から重要である。この目標に合致するように、プラズマのアスペクト比と形状の自由度の確保について、これまで比較的困難であったダイバータ排気性能との両立が図られるように装置設計を行った。この装置設計に基づいて、閉じ込め,安定性,電流駆動,ダイバータプラズマ等の物理性能を評価し、主目的である定常高ベータプラズマを実現するための制御方法を検討した。

口頭

ITER-TFコイル調達準備活動; 巻線試作

高柳 貞敏*; 久野 和雄*; 長谷川 満*; 小泉 徳潔; 中嶋 秀夫; 濱田 一弥; 布谷 嘉彦; 奥野 清

no journal, , 

ITERトロイダル磁場(TF)コイルの調達準備のために、コイル製作方法や製造装置の検討を行っている。ITER-TFコイルは、重量300トン,高さ14mのD型Nb$$_{3}$$Sn大型超伝導コイルであり、ITER-EDAの一環として開発されたTFモデル・コイルよりもスケール・アップしている。そこで、スケール・アップによる製作技術の課題を明確にするとともに、ITER-TFコイル製作に必要な加工装置を検討している。これまでに、コイル製作の主要な技術の1つである巻線技術に関して巻線機概念設計と巻線精度の予測を行った。その次のステップとして、この結果をさらに発展させ、巻線機の部分試作と短尺導体を用いた試巻線を行い巻線精度の予測手法の実証を試みている。これらの検討結果と実証試験の進捗状況について報告する。

口頭

ITER-TFコイル高精度巻線試作

高柳 貞敏*; 久野 和雄*; 市原 直*; 野元 一宏*; 長谷川 満*; 小泉 徳潔; 松井 邦浩; 奥野 清

no journal, , 

日本が製作を担当するITERトロイダル磁場(TF)コイルの調達準備のために、TFコイル製作方法とコイル製造装置の検討を行っている。ITER-TFコイル導体の巻線では、高精度化と工程合理化のための自動化が必須である。2006年度には、3点ロール曲げ自動巻線装置の部分試作を行い、その装置を使用して短尺導体の試巻線を実施した。その結果、数パーセントの曲げ精度で巻線ができることを実証した。今後、高精度自動化巻線で必要となる巻線長の高精度計測手法についても報告する。

口頭

ITER-TFコイル製作技術に関する開発研究

辺見 努; 小泉 徳潔; 松井 邦浩; 濱田 一弥; 高橋 良和; 中嶋 秀夫; 奥野 清; 久野 和雄*; 野元 一宏*; 酒井 正弘*; et al.

no journal, , 

原子力機構では、今年度からITER-トロイダル磁場(TF)コイルの調達活動を開始する。ITER-TFコイルは、ITER-EDAの一環として開発されたTFモデルコイル(TFMC)の約3倍の大きさである。TFMCの開発において、基礎的な製作技術は実証されたが、スケール・アップによる新たな技術課題も生じている。これらを解決するために、高精度D型自動巻線試作,絶縁材含浸試験,カバー・プレート(CP)溶接変形試験等を実施している。本発表では、これらの試作及び実証試験の結果について報告する。

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