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

https://doi.org/10.2221/jcsj.50.400

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。

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

https://doi.org/10.1016/j.phpro.2015.06.193

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.

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

https://doi.org/10.1109/TASC.2014.2364393

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.

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。

Cabling technology of NbSn 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

https://doi.org/10.1109/TASC.2013.2287311

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Nbn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。

Cable twist pitch variation in NbSn 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

https://doi.org/10.1109/TASC.2013.2239693

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NbSn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。

Synchronization of FEL and high-order harmonics of ultrashort-pulsed laser for generating intense full-coherent EUV light pulses

岩崎 純史*; 佐藤 尭洋*; 大和田 成起*; 富樫 格*; 高橋 栄治*; 緑川 克美*; 青山 誠; 山川 考一; 松原 伸一*; 岡安 雄一*; et al.

Proceedings of International Conference on Ultrafast Phenomena 2012 (UP 2012) (Internet), 3 Pages, 2012/07

https://doi.org/10.1051/epjconf/20134101018

自由電子レーザー(FEL)は、共振器を使用しない自己増幅自発放射(SASE)方式を用いている。この方式では、自然放射光を種光としてレーザー発振・増幅するため、発振したレーザー光のスペクトルや時間波形がスパイク状構造になる欠点がある。この問題点を解決するために、短波長光源である高次高調波をFELにインジェクションし、スペクトルや時間波形にスパイク構造のないフルコヒーレント化された極端紫外領域のシード型自由電子レーザーの研究開発を進めている。高次高調波を発生させるドライブレーザーである高出力フェムト秒・チタンサファイアCPAレーザーシステムは、これまで原子力機構で培ったレーザー技術を設計に活かし、レーザーシステムの構築を行った。そして、このドライブレーザーをXeガス中に集光して得られる13次高調波(波長61.2nm)をシード光としてFELへインジェクションし、極端紫外領域でシード型FEL(波長61.2nm)の発振に世界で初めて成功した。さらに、シード光と電子バンチの同期精度についても検討を行った。

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

https://doi.org/10.1109/TASC.2011.2176708

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NbSn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。

Recent results from the development of the electron cyclotron heating system for JT-60SA toward high-power long-pulse operations

諫山 明彦; 小林 貴之; 横倉 賢治; 下野 貢; 澤畠 正之; 鈴木 貞明; 寺門 正之; 平内 慎一; 和田 健次; 日向 淳; et al.

Plasma and Fusion Research (Internet), 7(Sp.1), p.2405029_1 - 2405029_5, 2012/05

http://www.jspf.or.jp/PFR/PFR_articles/pfr2012S1/pfr2012_07-2405029.html

電子サイクロトロン(EC)波は、プラズマの狭い領域を加熱・電流駆動することができることから、電子加熱や電流分布制御のほか不安定性制御にも用いられる。また、プラズマ着火や壁洗浄などにも有用である。JT-60SAにおいては9基のEC波入射装置が装備され上記のすべての目的で使用される。JT-60SAのEC波入射装置はJT-60Uの設備(周波数: 110GHz)を最大限利用して構築されるが、JT-60SAにおいて要求される性能を満足するために開発運転が継続的に行われている。本講演では、最近のEC波入射装置の進展、特にジャイロトロン開発及び加熱・電流駆動特性解析の結果を述べる。JT-60SAにおいて要求される「ジャイロトロン1基あたり出力1MW、出力時間100秒」を目指してジャイロトロンのモード変換器を改良した。開発運転を進めた結果、出力1MWのもとでの出力時間が2009年には17秒、2010年には31秒に伸長した。ジャイロトロン内の各部の温度は許容温度以下で飽和していることからパルス幅の伸長が可能であると考えられる。また、JT-60SAの最大磁場(2.3T)においてプラズマ中心部を加熱・電流駆動することを目的として2周波数ジャイロトロンの開発を2011年に開始した。計算コードによる加熱・電流駆動解析、及び発振モード・出力窓厚の設計計算から、第2周波数を138GHzとした。高磁場を生成する超伝導磁石を含めてジャイロトロンの製作が現在進行中であり、2012年3月に据え付けられる予定である。

Technology development and mass production of NbSn 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

https://doi.org/10.1088/0029-5515/51/11/113015

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NbSn導体の調達を行っている。製造しているNbSn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。