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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
被引用回数：8 パーセンタイル：38.68(Engineering, Electrical & Electronic)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
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
C and 0.1%, respectively. The validation of the HT was confirmed by critical current measurements of NbSn strand samples co-heat-treated with the TFIC. In this presentation details of manufacturing process and quality control status for the TFIC are reported.
吉田 雅史; 花田 磨砂也; 小島 有志; 柏木 美恵子; Grisham, L. R.*; 畑山 明聖*; 柴田 崇統*; 山本 崇史*; 秋野 昇; 遠藤 安栄; et al.
Fusion Engineering and Design, 96-97, p.616 - 619, 2015/10
被引用回数：16 パーセンタイル：71.25(Nuclear Science & Technology)JT-60SAのプラズマ加熱および電流駆動装置として利用する世界最大の負イオン源では、要求値となる22Aの大電流負イオンビームの100秒生成を目指している。そのためには、40cm
110cm(全1000穴)のビーム引出面積から生成されるビームの一様性を改善する必要がある。そこで、負イオンビームの親粒子である水素原子および水素イオンをより一様に生成するために、磁場分布・高速電子分布計算結果および実験結果に基づいて、従来の横磁場構造からテント型磁場構造を基にした新たな磁場構造に改良した。これにより、全プラズマ電極に対する一様な領域は、従来よりも1.5倍まで改良し、この一様な領域からJT-60SAの要求値を満たす22Aのビーム生成を可能にした。このときのビーム電流密度は210A/m
であり、これはITERの負イオン源にて要求される200A/mをも満たすビーム生成に成功した。
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
被引用回数：2 パーセンタイル：13.11(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.
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
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.
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
被引用回数：5 パーセンタイル：27.23(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NbSn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。
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
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 (
) of the TF cable increased linearly to 50 against the inserted cable length (
). At first, of the CS cable also increased linearly by of 150 m. However, the increasing rate declined and the became constant to 30 at 600 m. During the compaction, the number of the rotation at the tail (
) of the CS cable increased linearly to 69 against the compacted cable length (
). It is important to measure not only but also because the rotation affects the twist pitch of the cable (
). After manufacturing the CS conductor, an X-ray transmission imaging made clear the along the whole length of the conductor for the first time. The peaked at the point; thus, a conductor sample should be taken there to investigate the effect of the elongation on the conductor performance.
Sn 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
被引用回数：8 パーセンタイル：39.92(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。
Sn 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
被引用回数：28 パーセンタイル：73.38(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。
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
被引用回数：10 パーセンタイル：45.30(Engineering, Electrical & Electronic)ITER中心ソレノイド用NbSn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NbSn素線が大きく変形していることを確認した。
川俣 陽一; 内藤 磨; 清野 公広; 伊丹 潔; 戸塚 俊之; 赤坂 博美; 末岡 通治; 佐藤 朋樹; 大島 貴幸; 坂田 信也; et al.
Fusion Engineering and Design, 83(2-3), p.198 - 201, 2008/04
被引用回数：3 パーセンタイル：21.81(Nuclear Science & Technology)ITERの幅広いアプローチとして超伝導化されるJT-60SAの設計が開始され、制御システムについては既存システムを最大限再利用しつつ、次の各項目それぞれに新しい考え方を創出適用し先進的な統括制御システムを構築することを目指して検討している。(1)高精度タイミングシステム,(2)先進的放電シーケンス制御システム,(3)高機能実時間制御システム,(4)ハードワイヤード保護インターロックシステム,(5)制御プログラム形式放電条件システム,(6)先進的データベースシステム。本発表では、JT-60SA統括制御システムの特徴である上記システムの重要ポイントについて概念設計の検討内容を報告する。
井崎 賢二; 鈴木 秀樹; 椿 裕彦; 大関 清
JAEA-Research 2007-009, 40 Pages, 2007/03
JAEA-Research-2007-009.pdf:4.17MB
核燃料サイクル工学研究所内における約20年間の臨界警報装置の運用において、3台1組で構成される検出部のうち1台の検出器で、年に数回の頻度で「単一検出」と呼ばれる検出器出力の一過性の変動が施設の放射線レベルとは無関係に発生している。放射線管理部ではこれまでにノイズ対策を含めて単一検出の発生原因について調査・検討を行っており、今回、単一検出の発生原因として考えられる「宇宙線」の影響を調査するため、保守用(予備品)の臨界警報装置の検出器を用いて長期的な観測を行い、宇宙線検出の観点から観測データを解析した。本報告書では、観測結果及び解析結果を示すとともに、宇宙線が単一検出の発生に寄与している可能性が高いことを述べる。
大脇 浩和; 杉原 正芳; 河野 康則; Lukash, V. V.*; Khayrutdinov, R. R.*; Zhogolev, V.*; 小関 隆久; 畑山 明聖*
Europhysics Conference Abstracts (CD-ROM), 29C, 4 Pages, 2005/00
ディスラプション時のトカマク装置への電磁力負荷を評価するうえで最も重要な、プラズマ電流の減衰過程を評価する数値モデルを構築した。このモデルでは、粒子の輸送とリサイクルを考慮した密度の微分方程式によって密度を評価し、ジュール加熱パワーと不純物の混入による放射パワーとのバランス
によって電子温度とプラズマ抵抗を決定する。加えてプラズマ平衡・輸送・回路方程式を解くコードDINAを用いることで、プラズマ電流減衰の時間発展を矛盾無く求める。不純物混入量,粒子の閉じ込め時間,リサイクリング率は、おおよそ実験で想定される値をパラメータとして与えることで、JT-60Uのプラズマ電流波形を模擬できた。また、この3つの物理量がプラズマ電流の減衰過程に与える影響を調べた。
玉井 広史; 松川 誠; 栗田 源一; 林 伸彦; 浦田 一宏*; 三浦 友史; 木津 要; 土屋 勝彦; 森岡 篤彦; 工藤 祐介; et al.
Plasma Science and Technology, 6(1), p.2141 - 2150, 2004/02
被引用回数：3 パーセンタイル：6.08(Physics, Fluids & Plasmas)JT-60定常高ベータ化計画(JT-60改修計画)の最重要課題は高ベータ,臨界クラスのパラメータを持つ高性能プラズマの100秒程度以上の維持を実証することである。このため、高ベータプラズマを達成するためのプラズマパラメータや運転シナリオ,制御手法の検討を行うとともに、超伝導磁場コイルの要素技術の開発を始め、放射線遮蔽や真空容器等の設計検討及び試験開発を行い、その成立性を確認した。本発表は、以上の物理・工学設計と試験開発の進捗状況を詳述する。
石田 真一; 阿部 勝憲*; 安藤 晃*; Cho, T.*; 藤井 常幸; 藤田 隆明; 後藤 誠一*; 花田 和明*; 畑山 明聖*; 日野 友明*; et al.
Nuclear Fusion, 43(7), p.606 - 613, 2003/07
被引用回数：33 パーセンタイル：67.09(Physics, Fluids & Plasmas)原型炉の実現に向けて経済性と環境適合性の向上を図るため、大学等との連携協力によりJT-60を超伝導トカマクへ改修する計画を推進している。目的は、原型炉で想定されているように、強磁性体である低放射化フェライト鋼をプラズマの近くに設置して、高ベータで自発電流割合が高く、高度なダイバータ熱粒子制御をもち、ディスラプション頻度の少ない定常運転を実現することである。新たに導入する超伝導トロイダル及びポロイダル磁場コイルを用いて、主半径2.8m,プラズマ電流4MA,トロイダル磁場3.8Tの高非円形かつ高三角度配位のシングルヌル・プラズマの100秒運転を行う。既存のJT-60設備を最大限に生かし、原型炉の設計例から設定された高い達成目標の実現に向けて、高ベータプラズマ制御,高性能・高自発電流プラズマ制御,ダイバータ熱粒子制御、及びフェライト鋼のプラズマ適合性の実証という克服すべき課題に取り組むための設計を行った。
石田 真一; 阿部 勝憲*; 安藤 晃*; Chujo, T.*; 藤井 常幸; 藤田 隆明; 後藤 誠一*; 花田 和明*; 畑山 明聖*; 日野 友明*; et al.
Nuclear Fusion, 43(7), p.606 - 613, 2003/07
原型炉の経済性と環境適合性のさらなる向上を図るため、大学等との連携協力によりJT-60を超伝導トカマクへ改修する計画を推進している。目的は、原型炉と同様に強磁性体である低放射化フェライト鋼をプラズマの近くに設置して、高ベータで自発電流割合が高く、高度なダイバータ熱粒子制御を持ち、ディスラプション頻度の少ない定常運転を実現することである。JT-60の既存設備を最大限活用し、新たに導入する超伝導トロイダル及びポロイダル磁場コイルを用いて、主半径2.8m,プラズマ電流4MA,トロイダル磁場3.8Tの高非円形かつ高三角度配位のシングルヌル・プラズマの100秒運転を行う。原型炉の設計例から設定された高い達成目標の実現を目指し、高ベータプラズマ制御,高性能・高自発電流プラズマ制御,ダイバータ熱粒子制御、及びフェライト鋼のプラズマ適合性の実証という重要課題に取り組むことができるよう設計を行った。
高村 秀一*; 若谷 誠宏*; 二宮 博正; 鎌田 裕; 谷津 潔*; 波多江 仰紀; 杉原 正芳; 飯尾 俊二*; 小関 隆久; 河野 康則
プラズマ・核融合学会誌, 79(1), P. 70, 2003/01
ITPAは、国際協力(日本,欧州,ロシア,米国)によりITER等の核燃焼プラズマに対する物理基盤を構築することを目的としており、7つのトピカル物理グループ及び調整委員会により活動を進めている。本稿は、マックスプランクプラズマ物理研究所(独)において平成14年10月21日から25日にかけて開催された「第3回調整委員会」,「第3回周辺及びペデスタルトピカル物理グループ会合」,「第2回MHD,ディスラプション及び制御トピカル物理グループ会合」の概要を報告するものである。
鎌田 裕; 藤田 隆明; 石田 真一; 菊池 満; 井手 俊介; 滝塚 知典; 白井 浩; 小出 芳彦; 福田 武司; 細金 延幸; et al.
Fusion Science and Technology (JT-60 Special Issue), 42(2-3), p.185 - 254, 2002/09
被引用回数：39 パーセンタイル：51.52(Nuclear Science & Technology)JT-60及びJT-60Uは、ITER及び定常トカマク炉実現へ向けた物理基盤を構築することを目的として、炉心級プラズマにおける高総合性能の実証とその維持を目指した運転概念の最適化を行って来た。等価核融合エネルギー増倍率(=1.25)や核融合積(=1.5E21 m-3skeV)の達成に加えて、高い総合性能(高閉じ込め&高ベータ&高自発電流割合&完全非誘導電流駆動)を実証した。これらは、内部及び周辺部に輸送障壁を持つ高ポロイダルベータHモード及び負磁気シアモードで得られた。最適化の鍵は分布及び形状制御である。多様な内部輸送障壁の発見に代表されるように、JT-60/JT-60U研究はプラズマ諸量の空間分布の自由度と制限を強調して来た。各閉じ込めモードの閉じ込め研究に加えて、輸送及び安定性等によって支配されるコア部及び周辺ペデスタル部のパラメータ相関を明らかにした。これらの研究により、高閉じ込めモードのITERへの適合性を実証するとともに残された研究課題を明らかにした。
線基準校正場の散乱線評価(その1)江花 稔; 大関 清; 小林 博英; 三上 智; 豊田 素子; 広沢 雅也*; 大柳 勝美*
PNC TN8410 97-292, 17 Pages, 1997/09
東海事業所計測機器校正施設に設けられている複数の照射室のうち照射室Aに関して、線源-検出器間距離が1mから4mの間で、校正テーブル及び線量計支持具による散乱線の寄与の程度を評価した。その結果、放管機器の校正作業時には無視できるほど散乱線の寄与は少ないことがわかった。
大関 清; 秋山 聖光; 石田 順一郎
PNC TN8410 93-286, 73 Pages, 1993/11
1993年11月上旬に、東京にて開催された国際呼吸保護協会主催の第6回「呼吸保護に関する国際会議」において、「核燃料施設における呼吸保護具の取扱経験」と題して発表する機会を得た。発表内容とともに、上記国際会議の概要について紹介する。
中村 博雄; 辻 俊二; 永見 正幸; 小関 隆久; 石田 真一; 安積 正史; 秋場 真人; 安東 俊郎; 藤井 常幸; 福田 武司; et al.
Nuclear Fusion, 30(2), p.235 - 250, 1990/02
被引用回数：17 パーセンタイル：53.92(Physics, Fluids & Plasmas)JT-60の外側ダイバータおよび下側ダイバータにおけるHモード実験について述べた。外側ダイバータでは、従来の下側ダイバータと同様の特性を有するHモードが得られた。Hモードの閾値は、16MWおよび1.810
m
である。また、NB+ICRF、NB+LHRFの複合加熱においても、Hモードが観測された。更に、改造後の下側ダイバータにおいても、Hモードが得られた。上記の2つのダイバータ配位ともに、エネルギー閉じ込めの改善度は、約10%である。本論文では、Hモード放電の諸特性について述べるとともに、バルーニング/交換型不安定性の解析を行い、JT-60の外側X点ダイバータでも、安定領域が存在する事を示した。
