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論文

Manufacture and quality control of Insert Coil with real ITER TF conductor

尾関秀将; 礒野高明; 宇野康弘; 河野勝己; 川崎勉; 海老澤昇; 奥野清; 木戸修一*; 仙波智行*; 鈴木洋三*; et al.

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 26(4), p.4202504_1 - 4202504_4, 2016/06

https://doi.org/10.1109/tasc.2016.2537150

JAEA successfully completed manufacture of Toroidal Field (TF) Insert Coil (TFIC) for a performance test of the ITER TF conductor in the final design in cooperation with Hitachi, Ltd. The TFIC is a single layer 8.875-turn solenoid coil with 1.44 m diameter. This will be tested with 68 kA current application under 13 T external magnetic field. Since the TF conductor performance, which includes 900 Nb $_{3}$ Sn superconducting strands, is sensitive for temperature at its heat treatment (HT) and bending strain after HT, the manufacturing processes for the TFIC including HT and shaping were developed through trials. Eventually the temperature at HT and bending strain at shaping were controlled within the allowable margin of 5 $^{circ}$ C and 0.1%, respectively. The validation of the HT was confirmed by critical current measurements of Nb $_{3}$ Sn strand samples co-heat-treated with the TFIC. In this presentation details of manufacturing process and quality control status for the TFIC are reported.

論文

Effect of change of aging heat treatment pattern on the JK2LB jacket for the ITER central solenoid

尾関秀将; 齊藤徹; 河野勝己; 高橋良和; 布谷嘉彦; 山崎亨; 礒野高明

Physics Procedia, 67, p.1010 - 1015, 2015/07

https://doi.org/10.1016/j.phpro.2015.06.190

被引用回数：4 パーセンタイル：77.37(Physics, Applied)

JAEA is responsible for procurement of the central solenoid (CS) conductor for ITER. The CS conductor is assembled by inserting Nb $_{3}$ Sn superconductor cable into circular-in-square jacket whose material is JK2LB high manganese stainless steel developed by JAEA, and then heat treatment is carried out. In the recent study of Nb $_{3}$ Sn strand, heat treatment for 250 hours at 570 degrees Celsius and 100 hours at 650 degrees is adopted. The effect of 250 hours at 570 degree for JK2LB has not studied yet although the region of 650 degree has already studied, and might be a cause of sensitization. So the characteristics of JK2LB jacket after heat treatment for 250 hours at 570 degree and then 200 hours at 650 degree was studied in terms of mechanical tests at 4K and metallographic tests. The mechanical test results satisfied the requirement of ITER and metallographic tests result showed no remarkable degradation. This study proved JK2LB jacket can be applicable to the heat treatment above.

論文

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

被引用回数：8 パーセンタイル：89.72(Physics, Applied)

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.

論文

Behavior of Nb $_{3}$ Sn cable assembled with conduit for ITER central solenoid

名原啓博; 諏訪友音; 高橋良和; 辺見努; 梶谷秀樹; 尾関秀将; 櫻井武尊; 井口将秀; 布谷嘉彦; 礒野高明; et al.

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 25(3), p.4200305_1 - 4200305_5, 2015/06

https://doi.org/10.1109/TASC.2014.2360562

被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Engineering, Electrical & Electronic)

JAEA procures all superconductors for central solenoid (CS) in the ITER project. The cable is inserted into a conduit and compacted with it. During the insertion, the number of the rotation at the point ( $N_{p}$ ) of the TF cable increased linearly to 50 against the inserted cable length ( $l_{i}$ ). At first, $N_{p}$ of the CS cable also increased linearly by $l_{i}$ of 150 m. However, the increasing rate declined and the $N_{p}$ became constant to 30 at 600 m. During the compaction, the number of the rotation at the tail ( $N_{t}$ ) of the CS cable increased linearly to 69 against the compacted cable length ( $l_{c}$ ). It is important to measure not only $N_{p}$ but also $N_{t}$ because the rotation affects the twist pitch of the cable ( $l_{p}$ ). After manufacturing the CS conductor, an X-ray transmission imaging made clear the $l_{p}$ along the whole length of the conductor for the first time. The $l_{p}$ peaked at the point; thus, a conductor sample should be taken there to investigate the effect of the $l_{p}$ elongation on the conductor performance.

論文

Non-destructive examination of jacket sections for ITER central solenoid conductors

高橋良和; 諏訪友音; 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; et al.

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 25(3), p.4200904_1 - 4200904_4, 2015/06

https://doi.org/10.1109/TASC.2014.2364632

被引用回数：4 パーセンタイル：23.58(Engineering, Electrical & Electronic)

原子力機構はITER中心ソレノイド(CS)コイル用導体の調達を担当し、製作したCS導体をコイル製作担当の米国に送付することになっている。CSコイルは高さ約12m、外径約4mで、6個のモジュールを積み重ねた構造を有する。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Nb $_{3}$ Sn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。圧縮成型される前のジャケットは、外寸法51.3mm、穴の直径35.3mm、単長7m、重さ約90kgである。このジャケットは、出荷前に非破壊検査により、最大許容サイズの欠陥がないことを確認する必要がある。内及び外表面の欠陥は、渦電流探傷(ECT)法で、内部の欠陥は、超音波探傷(UT)法で行われる。UTにおいて、矩形の中に円形の穴がある形状であるので、超音波の入射の方向を工夫する必要があった。表面のECT及び内部のUTについて、その技術と検査実績を報告する。

論文

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

被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Engineering, Electrical & Electronic)

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.

論文

Fabrication of an insert to measure performance of ITER CS conductor

礒野高明; 河野勝己; 尾関秀将; 梶谷秀樹; 小泉徳潔; 奥野清; 湊恒明*; 西宮輝*; 渡部優貴*; 坂本博夫*; et al.

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 25(3), p.4201004_1 - 4201004_4, 2015/06

https://doi.org/10.1109/TASC.2014.2364681

被引用回数：2 パーセンタイル：13.44(Engineering, Electrical & Electronic)

JAEA and Mitsubishi Electric Corporation have fabricated an insert, which is a test coil to evaluate superconducting performance of ITER CS conductor. The insert is a 9-turn single layer solenoid coil with a 1.5-m diameter and will be tested at 13T and 40 kA using the CSMC test facility in JAEA. Major fabrication processes are winding, terminal fabrication, heat treatment, insulation and structure assembly. These procedures were demonstrated before start of each fabrication process. Winding tools were able to form the coil within the geometrical criteria using a dummy conductor with the same length as the insert. A terminal sample was fabricated and its destructive examination showed good bonding between the cable and the sleeve. Prepreg taps were wound for turn insulation and ground insulation was performed using VPI technique. These insulation processes were demonstrated using the dummy winding. The results of demonstration and fabrication of the insert will be reported in the paper.

論文

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

被引用回数：28 パーセンタイル：74.20(Engineering, Electrical & Electronic)

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。

論文

Establishment of production process of JK2LB jacket section for ITER CS

尾関秀将; 濱田一弥; 高橋良和; 布谷嘉彦; 河野勝己; 押切雅幸; 齊藤徹; 手島修*; 松並正寛*

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 24(3), p.4800604_1 - 4800604_4, 2014/06

https://doi.org/10.1109/TASC.2013.2281536

被引用回数：16 パーセンタイル：61.22(Engineering, Electrical & Electronic)

JAEA is in charge of procuring Center Solenoid (CS) conductor in ITER project. CS conductor is Cable-In-Conduit type, and conduit is also called jacket. The cross-sectional shape of CS jacket is circle-in-square type, whose outer dimension is 51.3 mm and inner diameter is 35.3 mm. The length of one CS jacket section is 7 m, and the necessary total length of CS conductor is about 43 km. CS coil is expected to suffer high electro-magnetic force, so JAEA developed JK2LB, which is modified stainless steel expected to better characteristics of fatigue and thermal contraction in 4 K than SUS316LN, in cooperate with Kobe Steel, Ltd. The remaining problem was to establish production process of jackets which satisfy dimensional and mechanical requirement in ITER consistently, and also, Non-Destructive Examination (NDE) by ITER-original criteria. To carry out the R&D for above, production of dummy CS jackets were executed and these jackets were fabricated successfully. The results are reported.

論文

Optimization of heat treatment of Japanese NbSn conductors for toroidal field coils in ITER

名原啓博; 辺見努; 梶谷秀樹; 尾関秀将; 諏訪友音; 井口将秀; 布谷嘉彦; 礒野高明; 松井邦浩; 小泉徳潔; et al.

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 24(3), p.6000605_1 - 6000605_5, 2014/06

https://doi.org/10.1109/TASC.2013.2286675

被引用回数：7 パーセンタイル：37.46(Engineering, Electrical & Electronic)

ITERトロイダル磁場コイル用NbSn超伝導導体は、超伝導物質であるNbSnを生成するための熱処理を必要とし、その熱処理パターンによって導体性能が変わり得る。そこで、従来の熱処理パターンで得られていた導体性能に比べ、熱処理パターンの最適化による導体性能の向上を試みた。まず、導体を構成する超伝導素線を対象とし、臨界電流,ヒステリシス損失,残留抵抗比に関して、最適な熱処理パターンを見いだした。次に、その最適な熱処理パターンを短尺の導体サンプルに適用し、実規模導体試験装置を用いて導体性能の試験を行った。その結果、繰返し負荷に対する分流開始温度の低下度合いは、従来の熱処理パターンに比べて小さく抑えることができた。また、交流損失は従来の熱処理パターンとほぼ同じ値を維持することができた。本試験で用いた導体サンプルは、ITERの調達取り決め(PA)における量産段階の導体から切り出したものであり、ともにPAの合格基準を満足することができた。

論文

Examination of Nb $_{3}$ Sn conductors for ITER central solenoids

名原啓博; 辺見努; 梶谷秀樹; 尾関秀将; 井口将秀; 布谷嘉彦; 礒野高明; 高橋良和; 松井邦浩; 小泉徳潔; et al.

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 23(3), p.4801604_1 - 4801604_4, 2013/06

https://doi.org/10.1109/TASC.2013.2244159

被引用回数：10 パーセンタイル：46.03(Engineering, Electrical & Electronic)

ITER中心ソレノイド用Nb $_{3}$ Sn導体の性能試験を行った。定格負荷の10000サイクルの間、導体の分流開始温度はサイクル数に対してほぼ直線的に低下した。一方、70%の負荷のサイクルでは分流開始温度はほとんど低下しなかった。また、85%の負荷のサイクルでも分流開始温度はほとんど低下しなかったが、急に0.2Kも低下する現象が見られた。これは素線の何らかの大きな変形が導体内部で生じたものと考えられる。ACロスはTFコイル用導体の約4分の1に低下し、撚線のツイストピッチを短くした効果が現れた。性能試験後にサンプルを解体したところ、高磁場領域でNb $_{3}$ Sn素線が大きく変形していることを確認した。

口頭

ITER CSコイル用NbSn超伝導導体の性能試験

名原啓博; 諏訪友音; 辺見努; 梶谷秀樹; 尾関秀将; 櫻井武尊; 井口将秀; 布谷嘉彦; 礒野高明; 松井邦浩; et al.

no journal, ,

ITER中心ソレノイド(CS)用超伝導導体は全て日本が調達する。その超伝導性能を確認するため、実規模導体試験装置(SULTAN)を用いて短尺試作導体サンプルの試験を行った。CSはパルス運転を行うため、超伝導導体に最大6万回の繰り返し負荷が加わるが、SULTANを用いて評価した結果、分流開始温度が繰り返し負荷数に対して低下しないことを確認した。また、従来の導体サンプルに比べて交流損失を3050%程度低下できたことを確認した。これにより、CS用超伝導導体性能に関する知見を深めると共に、その信頼性を向上することができた。

口頭

ITER中心ソレノイド用ジャケット調達の進捗

尾関秀将; 濱田一弥; 高橋良和; 布谷嘉彦; 河野勝己; 押切雅幸; 齊藤徹; 礒野高明; 手島修*; 松並正寛*

no journal, ,

国際熱核融合実験炉(ITER)計画において、原子力機構は中心ソレノイド(CS)用導体の調達を分担している。CIC導体であるCS導体は、ジャケット管に高マンガンステンレス鋼であるJK2LBを採用している。ジャケットの形状は、製品製作時において外形が51.3mm角の角型、内径は35.3mmの円である矩形型であり、1本あたりの長さは7m、重さは約100kgである。ITER調達分の製作総長さは、予備分も含めると約43km(約6100本)に及ぶ。これまでのCSジャケットのR&Dにおいて、ITERに要求される寸法及び機械特性を満たす製造工程を確立し、現在は製品の非破壊検査手法の確立を進めている。検出すべき欠陥サイズは、ジャケットの疲労き裂進展速度の結果から、ITER運転の6万回荷重に耐える許容初期欠陥サイズ10mm $^{2}$ より十分小さいものが選定された。具体的には、長さ2mm、幅1mm、深さ0.5mmの半円形ノッチで、1mm $^{2}$ より小さい。これをフェーズドアレイ超音波探傷(PAUT)によって検出できるよう、メーカーと協力してR&Dを進めてきた。本発表ではその成果について報告する。

口頭

ITER中心ソレノイド(SC)コイル用ジャケットの非破壊検査

高橋良和; 諏訪友音; 名原啓博; 尾関秀将; 布谷嘉彦; 押切雅幸; 堤史明; 高村淳; 渋谷和幸*; 中瓶子伸二; et al.

no journal, ,

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、製作したCS導体をコイル製作担当の米国に送付することになっている。CSコイルは高さ約12m、外径約4mで、6個のモジュールを積み重ねた構造を有する。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Nb $_{3}$ Sn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。圧縮成型される前のジャケットは、外寸法51.3mm、穴の直径35.3mm、単長7m、重さ約90kgである。このジャケットは、出荷前に非破壊検査により、最大許容サイズの欠陥がないことを確認する必要がある。内及び外表面の欠陥は、渦電流探傷(ECT)法で、内部の欠陥は、超音波探傷(UT)法で行われる。今回は、表面のECTについて、その技術と検査実績を報告する。

口頭

ITER導体性能評価用試験コイルの製作

礒野高明; 河野勝己; 尾関秀将; 佐藤稔; 齊藤徹; 西野克巳

no journal, ,

ITER超伝導導体の導体性能を評価するために、試験コイルを製作した。試験コイルは外径約1.5m、約9ターンのコイルで、原子力機構が保有するCSモデル・コイル試験装置に組み込み試験する。この試験コイルは、中心ソレノイド(CS)実機導体を用いて製作した。CS導体は、1辺49mmの角形の外形で、576本のNb $_{3}$ Sn超伝導線を用いたケーブルが挿入されており、13Tの磁場中で40kA通電する。試験コイルの製作手順は、約40mのCS実機導体を1.5mの直径に巻いた後、両端にターミナルを製作し、超伝導生成熱処理後、ターン絶縁を巻き、対地絶縁施工後、上下フランジを組込み、計測素子を取り付ける。試験コイルの製作前に、同じ長さのダミー導体を用いてコイルを試作し、その製作要領を実証して、試験コイルの製作を行った。本発表では、試作及び実機製作の結果を報告する。

口頭

ITER中心ソレノイド(SC)コイル用Nb $_{3}$ Sn撚線の開発

高橋良和; 名原啓博; 尾関秀将; 辺見努; 布谷嘉彦; 礒野高明; 押切雅幸; 堤史明; 宇野康弘; 渋谷和幸*; et al.

no journal, ,

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Nb $_{3}$ Sn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。

口頭

ITER中心ソレノイド用超伝導導体の導体性能評価

名原啓博; 辺見努; 梶谷秀樹; 尾関秀将; 井口将秀; 布谷嘉彦; 礒野高明; 松井邦浩; 小泉徳潔; 堤史明; et al.

no journal, ,

ITER中心ソレノイド(CS)用超伝導導体はすべて日本が調達する。CSはパルス運転を行うため、最大6万回の繰り返し負荷を想定しているが、実規模導体試験装置(SULTAN)を用いた短尺試作導体サンプルの性能試験で、分流開始温度(Tcs)が繰り返し負荷数に対してほぼ直線的に低下する結果が得られ、問題となっていた。そこで、撚線の機械的強度を高めるため、1次から4次の各撚りピッチを当初の約半分に短くした導体を4本製作した。その導体性能をSULTANを用いて評価した結果、Tcsはサイクル数に対して低下しないことが確認され、CS用超伝導導体の製作を本格的に開始した。

口頭

ITER Nb $_{3}$ Sn CICCコイルのクエンチ試験

諏訪友音; 尾関秀将; 名原啓博; 斎藤徹*; 河野勝己; 高橋良和; 礒野高明; 布谷嘉彦

no journal, ,

ITER中心ソレノイド(CS)では、プラズマ燃焼開始(IM)から終了(EOB)までパルス運転が行われる。そこで、CSインサート試験では、13T中40kA通電(IM)と12.6T中45kA通電(EOB)において、長さ約40mの導体中央に入熱して、クエンチ試験を行った。それぞれの条件における、常伝導伝搬速度と入熱時間を変化させたときの導体の最高到達温度を評価した。12.6T中45kA通電において、クエンチ検出7秒後の最高温度は約200Kで、大型実機におけるクエンチ検出には十分な時間であることがわかった。

口頭

ITER CSインサート導体の分流開始温度特性

名原啓博; 諏訪友音; 尾関秀将; 櫻井武尊; 梶谷秀樹; 井口将秀; 辺見努; 下野貢; 海老澤昇; 佐藤稔; et al.

no journal, ,

ITER中心ソレノイド(CS)用の導体を用いて、長さ約80mのソレノイド状のサンプル(ITER CSインサート導体)を製作し、那珂核融合研究所にあるCSモデル・コイルによってその導体性能を評価した。CSはITERにおいてパルス運転を行うことから、本試験では16000回の繰返し通電と3回の昇温・再冷却を行い、適宜、性能評価試験を実施した。その結果、分流開始温度は設計値(13T, 40kAにおいて5.2K)に対して1.5K以上の大きな裕度があることを明らかにした。また、2014年にスイスにあるSULTAN試験装置を用いて実施した、長さ約3mの直状サンプルの評価結果と比較し、両者が論理的に整合した結果であることを示した。

口頭

ITER CS導体ジャケットの調達準備

尾関秀将; 濱田一弥; 布谷嘉彦; 河野勝己; 高橋良和; 押切雅幸; 齊藤徹; 松並正寛*; 手島修*

no journal, ,

国際熱核融合実験炉(ITER)計画において、原子力機構は中心ソレノイド(CS)用導体の調達を担当している。CS導体は、Nb $_{3}$ Sn超伝導線を用いたケーブル・イン・コンジット導体であり、外形49mm角、内径32.6mmの高マンガンステンレス鋼JK2LB製のジャケットに超伝導ケーブルが収められた構造である。ジャケットは、高い寸法精度、Nb $_{3}$ Sn超伝導生成熱処理後においても高い強度(耐力850MPa以上)及びじん性(破壊靭性値130MPa以上)が要求される。原子力機構では、メーカーと協力してCSジャケットの製作技術の開発を進め、ITERの要求する寸法精度、機械特性を達成するとともにジャケットの品質管理試験の結果として、超音波探傷技術を確立し、量産にむけた準備を整えた。本発表ではこれらの成果について報告する。