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Sn 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.
IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 22(3), p.4801904_1 - 4801904_4, 2012/06
被引用回数：7 パーセンタイル：41.31(Engineering, Electrical & Electronic)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ている。2010年12月までに、約60トンのNbSn素線を製作した。これは、日本の分担分の約55%に相当する。また、11本の実機導体を製作し、日本分担分(33本)の約30%に相当する。実機導体は、ほぼ毎月1本ずつ製作している。本発表では、760mの銅ダミー導体の製作を通して確立した導体製作技術を中心に、高品質を確保する品質管理技術などの量産技術を紹介する。この量産体制の確立は、ITER建設の推進に大きく貢献している。
Sn conductors for ITER toroidal field coils名原 啓博; 布谷 嘉彦; 礒野 高明; 濱田 一弥; 高橋 良和; 松井 邦浩; 辺見 努; 河野 勝己; 小泉 徳潔; 海老澤 昇; et al.
IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 22(3), p.4804804_1 - 4804804_4, 2012/06
被引用回数：18 パーセンタイル：65.35(Engineering, Electrical & Electronic)ITER TFコイル用NbSn導体のうち、原子力機構は日本の国内実施機関として415mの導体を9本、760mの導体を24本調達する。調達の第一段階として、TF導体の製作能力を確認するため、長さ4mの導体を2本組合せてサンプルを製作し、SULTAN装置を使って試験した。その結果、各導体の最小の分流開始温度
は6.22Kと6.02Kであり、設計値(5.7K)を満たすことを確認した。そこで原子力機構はTF導体の量産を開始し、まず100mの導体と415mの導体を製作した。第二段階として、量産プロセスの適切性を確認するため、これら2本の導体からそれぞれ4mの導体を切り出し、SULTAN装置で試験した。その結果、各導体の最小のは6.16Kと5.80Kであり、設計値を上回ったことで、量産プロセスが適切であることを実証した。
Sn 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
被引用回数：12 パーセンタイル：46.7(Physics, Fluids & Plasmas)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。
永江 勇二; 江沼 康弘*; 押切 正人*; 伊達 新吾*; 豊吉 晃*; 相澤 大器*; 小山 庸一*; 柳沢 祐介*
耐熱金属材料第123委員会研究報告, 52(2), p.161 - 169, 2011/07
実証施設の蒸気発生器管板に改良9Cr-1Mo鋼極厚鍛鋼品の適用が検討されているが、本鍛鋼品はこれまでに製造実績のない大きさ,形状となることから、実規模レベルの試作材を製造し、その製作性及び機械的特性の確認を行った。本試作は次の2点に留意して計画を行った。本試作体は偏析低減の観点から
1800mmESR(エレクトロスラグ溶解法)鋼塊より製造し、実機製造時にも同種の鋼塊の使用を計画している。試作体と実機で鋼塊重量が異なるものの、試作体では実機相当の鋼塊性状が得られるものと思われる。また、試作体の熱処理に対して実機管板とほぼ同一の板厚形状及び熱処理条件を適用することにより、実機で予想される熱処理起因の機械的性質の板厚方向分布を模擬することが可能となる。
Sn conductors for ITER Toroidal Field coils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.
Proceedings of 23rd IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2010) (CD-ROM), 8 Pages, 2011/03
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大きく、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り、素線製造において、品質管理技術が重要である。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、総合的な品質管理技術が要求される。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。そこで、2010年3月より、TFコイル用導体の製造を開始した。これらの技術の要点を記述する。
Sn superconducting conductors in ITER名原 啓博; 礒野 高明; 布谷 嘉彦; 小泉 徳潔; 濱田 一弥; 松井 邦浩; 辺見 努; 河野 勝己; 宇野 康弘*; 関 秀一*; et al.
Journal of Plasma and Fusion Research SERIES, Vol.9, p.270 - 275, 2010/08
Superconducting strands are applied to Toroidal Field (TF) coil, Poroidal Field (PF) coil and Centre Solenoid (CS) in ITER. Japanese share of TF conductor is 25% and that of CS is 100%. The TF conductor contains 900 NbSn superconducting strands. As described in the length of strand, the length of Japanese share is 23000 km. In order to generate the magnetic field of which maximum value is 11.8 T, 68 kA of current is sent through the conductor under the rated operation. Although the critical current must be high, the high critical current tends to make the hysteresis loss rise at the same time. The strands which satisfy these performances compatibly had been developed. In advance of the other parties, the production of TF strands started in 2008. To date, 3400 km long strands have been fabricated. Some of them are going to be cabled soon. The jacketing facility of TF conductor is being newly built. The procurement of strands for TF coil is underway.
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; 小泉 徳潔; 河野 勝己; 押切 雅幸; et al.
no journal, ,
ITER-TFコイルは、D型の18個のコイルで構成されている。運転電流値は68kA,最大磁場は11.8T,全蓄積エネルギーは41GJである。導体はNbSnのケーブル・イン・コンジット(CIC)型で、中心チャンネルを有する。撚線はNbSn素線が900本,銅素線が522本で構成され、5次の多重撚線方式で製作される。この撚線を厚さ2mmのステンレス管に挿入し、所定の外径まで圧縮成型して、導体が完成する。昨年3月から国内のメーカー4社(素線2社,撚線,導体化作業)において導体の製作が開始された。そのうち、2社において、約14.4トン(日本製作分の約15%)のNbSn素線が完成した。これらの素線は仕様(臨界電流値:190A以上、ACロス:500mJ/cc以下)を満足している。導体1本分である760mの銅ダミー撚線の製作に成功した。また、導体加工工場が完成し、調整運転を開始した。これらの結果を中心に進捗状況を報告する。
Sn素線の品質管理名原 啓博; 礒野 高明; 布谷 嘉彦; 小泉 徳潔; 濱田 一弥; 松井 邦浩; 辺見 努; 押切 雅幸; 宇野 康弘*; 関 秀一*; et al.
no journal, ,
ITER TF超伝導コイル用NbSn素線の調達を進め、これまでに3年間でTFコイル約2個分の素線が製作された。これは素線長さで約1万kmにもなる非常に大量の生産であり、臨界電流やヒステリシス損失,残留抵抗比などの性能にばらつきが生じるが、本発表でその品質管理について報告する。
濱田 一弥; 高橋 良和; 礒野 高明; 布谷 嘉彦; 松井 邦浩; 名原 啓博; 辺見 努; 河野 勝己; 吉川 正敏*; 押切 雅幸; et al.
no journal, ,
日本原子力研究開発機構(原子力機構)は、国際熱核融合実験炉(ITER)の日本の極内実施機関として、トロイダル磁場(TF)コイル及び超伝導導体の調達を担当している。TFコイル用導体は、直径0.8mmの超伝導素線900本,銅線522本を束ね合せて、直径43.7mm,肉厚2mmのステンレス保護管(ジャケット)に収めた構造であり、最大長さは760mである。超伝導導体の調達は、2008年から開始され、メーカーの協力を得て素線,撚線,ジャケット管及び導体製作装置の製作が進展した。その結果、2009年12月に導体を製作する準備が整った。まず、はじめに導体の製作作業要領を実証するために、760m長さの模擬導体の製作を行い、成功裏に完了した。TF導体の製作は日本以外に、欧州,韓国,米国,ロシア及び中国も担当しており、日本は他極に先駆けて導体製作技術を確立し、実機導体の製作を開始した。講演では、超伝導導体の調達に関する状況を説明するとともに、模擬導体製作技術として、溶接,検査,撚線の引込み,巻取り等に関する結果を報告する。
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NbSn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。
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。
押切 正人*; 久保 幸士*; 安藤 勝訓; 山下 勇人
no journal, ,
本研究では、溶接部のクリープ疲労評価法の確立を目的に、316FR鋼溶接継手試験片を模擬した3要素モデルを用いて、冶金的不連続性による応力並びにひずみの分布、そして、これらの再配分挙動を考慮した破損寿命評価法を提案する。また、材料試験片の解析に基づき提案する評価法を大型構造物の溶接継手に適用する保守性の検証として、変形抵抗の大きい部分の試験片平行部に占める割合がひずみ集中に及ぼす影響の確認等を行った。
押切 正人*; 久保 幸士*; 安藤 勝訓; 山下 勇人
no journal, ,
本研究では、溶接部のクリープ疲労評価法の確立を目的に、改良9Cr-1Mo鋼溶接継手試験片を模擬した3要素モデルを用いて、冶金的不連続性による応力並びにひずみの分布、そして、これらの再配分挙動を考慮したクリープ疲労損傷評価手法について検討した。また、検討の保守性の検証として、変位制御保持とひずみ制御保持によるクリープ損傷係数の比較を行い変位制御保持による検討が保守的であることを示した。
