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論文

Protection measures for selected ITER magnet system off-normal conditions

吉田 清; 飯田 文雄*; R.Gallix*; N.Britousov*; N.Mitchell*; R.J.Thome*

Fusion Engineering and Design, 41, p.247 - 252, 1998/00

 被引用回数:1 パーセンタイル:15.02(Nuclear Science & Technology)

国際熱核融合実験炉(ITER)の超電導マグネットは、巨大な磁気エネルギー(100GJ)を蓄積している。地落、相間短絡、ヘリウム・リークなどの故障が、重大な事故を引き起こす要因である。本発表は事故防止のための設計上の工夫について述べる。

論文

Improvement of critical current density and residual resistivity on Jelly-roll processed Nb$$_{3}$$Al superconducting wires

綾井 直樹*; 三雲 明*; 山田 雄一*; 高橋 謙一*; 佐藤 謙一*; 小泉 徳潔; 安藤 俊就; 杉本 誠; 辻 博史; 奥野 清; et al.

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 7(2), p.1564 - 1567, 1997/06

 被引用回数:7 パーセンタイル:52.54(Engineering, Electrical & Electronic)

Nb$$_{3}$$Al超電導線では、素線間の結合損失を低減する必要から、素線表面をクロムにてメッキする。クロムメッキは素線熱処理時に、安定化銅を汚染する。安定化銅の汚染防止のために、素線内の超電導体の配置を変更した。これにより、ITER仕様値である安定化銅の抵抗値1.5$$times$$10$$^{-10}$$$$Omega$$mを達成することができた。また、超電導体の構造を最適化させることによって、臨界電流値も向上させることができた。

論文

Effect of perturbation length on the stability of a cable-in-conduit conductor

小泉 徳潔; 東 克典*; 西 正孝; K.Macfall*; 高橋 良和; 辻 博史; N.Mitchell*

Proc. of 15th Int. Conf. on Magnet Technology (MT-15), p.449 - 452, 1997/00

Nb$$_{3}$$Snケーブル・イン・コンジット導体を用いて、安定性の加熱長依存性を評価した。導体の加熱には長さ40,70,125mmの誘導加熱を用い、これらのヒータによって加熱を行った場合の安定性の差を評価した。その結果、電流が低く、安定性が高い領域では、加熱長が短いほど安定性が高くなった。本現象は超電導導体内の長平方向熱伝導の寄与によることが解析結果から示された。なお、本導体は安定性マージンが十分に高い高安定領域内にあることがわかった。

論文

ITER CS model coil project

島本 進; 辻 博史; 安藤 俊就; J.Jayakumar*; J.Minervini*; R.Thome*; 奥野 清; N.Mitchell*

Proc. of 16th Int. Cryogenic Engineering Conf. /Int. Cryogenic Materials Conf., 0, p.763 - 766, 1996/00

ITER工学R&Dの中で、最も重要な作業の一つとして位置づけられているITER中心ソレノイド・モデル・コイル(CSモデル・コイル)の開発計画の内容と、これまでに得られた技術開発成果について報告する。本コイルは、内径1.8m、外径3.6mの超電導パルス・コイルで付属するインサート・コイルを含め、運転電流値48kAにおいて13Tを発生し、蓄積エネルギーは640MJとなる世界最大の超電導パルス・コイルである。これまでに行われた技術開発作業の成果として、低パルス損失と高電流密度を同時に満足する高性能のNb$$_{3}$$Sn導体及びその46kA導体接続部の開発に成功した。

論文

ITER superconducting-magnets systems

J.R.Miller*; L.Bottura*; 小泉 興一; A.Kostenko*; J.Minervini*; N.Mitchell*; 多田 栄介; 吉田 清

IAEA-CN-53/F-3-7, 7 Pages, 1990/00

国際熱核融合実験炉(ITER)は、四ヶ国(日本、ヨーロッパ連合、米国及びソ連)共同で設計を進めている熱出力1GW級の実験炉である。本作業は、1989年当初から開始され、今年末で概念設計段階を終了する予定となっている。本件では、概念設計段階で検討した超電導コイルシステム(トロイダル及びポロイダルコイル)の基本的特性について記述する。本超電導コイルシステムは、Nb$$_{3}$$Snを用いた強制冷凍型導体で最大11.2Tを発生する16個のトロイダルコイル及び最大13.5Tを発生する8個の中心ソレノイド並びにプラズマ平衡のための6個の外側ポロイダルコイルから構成されており、通電電流値はいずれも30~40kA、使用電圧20kV、総熱負荷100kW、総冷却重量12,000tonという諸元を有している。

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