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論文

Evaluation of thermal strain induced in components of Nb$$_{3}$$Sn strand during cooling

諏訪 友音*; 辺見 努*; 齊藤 徹*; 高橋 良和*; 小泉 徳潔*; Luzin, V.*; 鈴木 裕士; Harjo, S.

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 28(3), p.6001104_1 - 6001104_4, 2018/04

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Engineering, Electrical & Electronic)

Nb$$_{3}$$Sn strands, whose properties are very sensitive to stress/strain, are utilized for ITER cable-in-conduit conductor (CICC) of the central solenoids. The Nb$$_{3}$$Sn strands experience temperature range of $$sim$$1000 K from the temperature of the heat treatment with the initiation of the Nb$$_{3}$$Sn reaction to the operation temperature of $$sim$$4 K. Due to this large temperature range, large thermal strain is induced in the Nb$$_{3}$$Sn filaments due to the differences between the coefficients of thermal expansion and Young's moduli of the components of the strand. Therefore, it is considered that initial performance of the CICC is influenced by the thermal strain on the Nb$$_{3}$$Sn, and it is important to evaluate the strain state of the Nb$$_{3}$$Sn strand at low temperature. In this study, the thermal strain of the components of free Nb$$_{3}$$Sn strand was measured by neutron diffraction and stress/strain state was assessed from room temperature to low temperature. As the results of diffraction measurements, it was found that 0.111 % and 0.209 % compressive strain were generated in Nb$$_{3}$$Sn filaments at 300 and 10 K, respectively.

論文

Evaluation of bending strain in Nb$$_{3}$$Sn strands of CIC conductor using neutron diffraction

辺見 努*; Harjo, S.; 梶谷 秀樹*; 諏訪 友音*; 齊藤 徹*; 相澤 一也; 長村 光造*; 小泉 徳潔*

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 27(4), p.4200905_1 - 4200905_5, 2017/06

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Engineering, Electrical & Electronic)

The superconducting property of Nb$$_{3}$$Sn strands is very sensitive to strain. The transverse electromagnetic loading has been considered as a major origin of the degradation of Nb$$_{3}$$Sn cable-in-conduit conductors (CICCs) due to the local bending. Since the bending pitch is around 5 mm due to contacting of strands compacted by the electromagnetic transverse loading, there is a possibility of a large bending strain with small deflection of strands. The bending strain of the strands cannot be evaluated from only the small deflection obtained visually. Measuring bending strain of Nb$$_{3}$$Sn strand in CICCs is important for evaluating the conductor performance. Neutrons, which have a large penetration depth, are a powerful tool to evaluate the internal strain of Nb$$_{3}$$Sn in the CICC. This paper shows that the bending strain in Nb$$_{3}$$Sn strands of CICCs can be determined by the neutron diffraction profile nondestructively and quantitatively.

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

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(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

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

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(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

Optimization of heat treatment of Japanese Nb$$_3$$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

ITERトロイダル磁場コイル用Nb$$_3$$Sn超伝導導体は、超伝導物質であるNb$$_3$$Sn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。

口頭

ITER CSコイル用Nb$$_3$$Sn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30$$sim$$50%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導体用撚線の開発と製作

高橋 良和; 名原 啓博; 布谷 嘉彦; 諏訪 友音; 堤 史明; 押切 雅幸; 尾関 秀将; 渋谷 和幸*; 河野 勝己; 川崎 努*; et al.

no journal, , 

ITER中心ソレノイドの導体用撚線は、撚りピッチが短い導体は電磁力の繰り返し負荷に対する超伝導性能の低下がないことは既に報告した。撚りピッチが短い撚線は撚り合わせて圧縮成形する前の外径が大きくなるため、圧縮成形作業において圧縮率が高くなり、素線の変形を小さくする必要がある。このため、撚りピッチを最適化するための試作を行った。その結果、素線のダメージ(変形)は画期的に小さくなった。並行して、人工的に変形を施した素線のIcを測定し、変形のIcへの影響を測定した。両者の結果より、Icが低下しない撚線を開発することができたので実機撚線の製作を開始した。また、この撚線の機械的特性を引張試験により評価した。試作状況,機械的特性と合わせて、実機撚線の製作状況を報告する。

口頭

ITER導体の製作進捗

布谷 嘉彦; 高橋 良和; 押切 雅幸; 堤 史明; 名原 啓博; 高村 淳; 中瓶子 伸二; 渋谷 和幸*; 諏訪 友音; 松田 英光*

no journal, , 

国際合意されたITERの日本調達分担に基づき、日本原子力研究開発機構はITER超伝導導体の製作を行っている。日本はトロイダル磁場(TF)コイル用導体と中心ソレノイド(CS)用導体の製作を担当しており、TF導体では415mと760mの導体をそれぞれ9本及び24本、またCS導体では613mと918mの導体をそれぞれ7本及び42本製作している。導体はステンレス製コンジットを用いたCICであり、TF導体の製作は残り2本となっており、CS導体についてはこれから本格的に製作を開始するところである。導体製作では直状のジャケット管に撚線を引き込む方式を用いているが、引き込みの結果、撚線のツイストピッチが伸展するなど、当初では予期しなかった導体製作上の問題点とその対処及び導体製作の進捗について紹介する。

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

熱処理前変形によるNb$$_{3}$$Sn素線のIcの劣化

諏訪 友音; 名原 啓博; 布谷 嘉彦; 高橋 良和; 押切 雅幸; 堤 史明; 渋谷 和幸*; 村上 幸伸*; 宮下 克己*; Sim, K.-H.*; et al.

no journal, , 

超伝導撚線のツイストピッチを短くすることで、ITER用CS(中心ソレノイド)導体における分流開始温度(Tcs)は電磁力サイクルに対して劣化しないことがわかっている。しかし、ツイストピッチの短い撚線を作る際に、Nb$$_{3}$$Sn素線同士の接触個所に強い力が働くことで圧痕ができ、素線の断面が変形する。そこで、熱処理前のNb$$_{3}$$Sn素線に圧痕を加えて、圧痕がIcに与える影響を調べた。その結果、ブロンズ法と内部拡散法のITER用Nb$$_{3}$$Sn素線において、それぞれ0.2mm、0.3mm潰れてもIcは変化しないことがわかり、撚線製作の指針を得ることができた。

口頭

ITER超伝導導体の製作状況

布谷 嘉彦; 諏訪 友音; 高橋 良和; 押切 雅幸; 堤 史明; 中瓶子 伸二; 渋谷 和幸*

no journal, , 

原子力機構は国際合意されたITERにおける調達分担に基づき、超伝導導体(導体)の製作を行っている。トロイダル(TF)磁場コイル用導体について、全体の25%の製作(33本)及び中心ソレノイド(CS)コイル用導体全量(49本)の製作を担当している。これまでに、TF導体に用いる超伝導素線の製作は全て完了し、また31本の撚線製作と導体製作が終了しており、2014年中に全量の製作が終了する。CS導体では5本の撚線製作と4本の導体製作が終了している(全て4月末現在)。CS導体の製作は2017年まで続く計画である。導体開発では、初めに試作した導体サンプルを用いた性能試験を行った。特にCS導体はITERの運転回数(3万回を予定)と同じ繰り返しの電磁力を受けるが、高い変形強度が期待できる導体を構成する超伝導撚線の撚りピッチを短くする改良を行うことにより、繰り返しの電磁力に耐える高性能な導体を開発することがでた。製作進捗状況とその他技術的課題の解決について報告する。

口頭

ITER中心ソレノイド用超伝導導体の量産化と導体性能

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, , 

量産を開始したITER中心ソレノイド(CS)用超伝導導体の導体性能を初めて評価した。長さ918mの導体を製作する際、撚線先端の5次撚りピッチが450mm(設計値)から530mmに伸長するため、これが導体性能に影響を及ぼし得るかを調べることが重要であった。試験の結果、交流損失への影響はほとんど無いことが分かった。一方、繰返し通電に対して分流開始温度測定時の常伝導転移定義電圧(100$$mu$$V/m)以下の領域で電圧がより低温で発生する結果を得た。ただ、その量はわずかであり、6万回の繰返し通電を経てもITERの要求性能を満たすため、本導体を実機CSに使用できることを明らかにした。

口頭

CS撚線引き込み中のツイストピッチ分布

諏訪 友音; 名原 啓博; 高橋 良和; 押切 雅幸; 堤 史明; 渋谷 和幸*; 関口 信雄*; 松田 英光*

no journal, , 

ITERの超伝導マグネットは、Nb$$_{3}$$Sn素線を用いたケーブルインコンジット導体(CICC)を用いて製作される。CICC製作時にステンレスにNb$$_{3}$$Sn撚線を引き込むが、このとき、撚線が回転することで撚線の後端ではツイストピッチが短くなっていることがわかっている。撚線引き込み中のツイストピッチ変化の挙動を明らかにするために、Cu素線から成る中心ソレノイド撚線と同じ構造のダミー撚線を用いステンレス管への引き込みを行い、撚線引き込み中の長手方向のツイストピッチの分布を調べた。その結果、ツイストピッチは撚線先端の方が後端よりも大きく、先端から後端にかけてほぼ線形なツイストピッチ分布を持っていることがわかった。

口頭

ITER中心ソレノイド用超伝導導体の製作状況

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; 布谷 嘉彦; 礒野 高明; 松井 邦浩; et al.

no journal, , 

ITERの中心ソレノイド(CS)に用いる超伝導導体は、全て日本が製作する。2015年10月末の時点で、長さ613mの導体を4本、918mの導体を16本製作した。これは導体全量の40%に相当し、今後2年で残り60%を製作する。日本が製作した導体を用いてCSを製作するのは米国の担当であり、順次、導体を米国に輸送している。製作した超伝導導体の性能は、スイスの試験装置と日本の試験装置で調べており、いずれもCSに要求される性能を十分な裕度で満たしていることを確認した。

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インサートの試験結果; 試験方法

礒野 高明; 河野 勝己; 尾関 秀将; 齊藤 徹; 名原 啓博; 諏訪 友音; 下野 貢; 海老澤 昇; 佐藤 稔; 宇野 康弘; et al.

no journal, , 

原子力機構ではITER中心ソレノイド(CS)用導体の調達を進めており、今回、その超伝導性能をCSモデル・コイル試験装置を用いて評価した。試験において、16000回の繰り返し通電、3回の室温までの熱履歴を行い、分流開始温度(Tcs)の変化を測定した。また、試験コイルがフープ力により歪むことのTcsへの影響及びクエンチ試験を実施した。本稿では、これらの試験方法について報告する。

口頭

ITER CSインサートコイルの誘導加熱試験

尾関 秀将; 諏訪 友音; 礒野 高明; 高橋 良和; 河野 勝己; 名原 啓博; 齊藤 徹; 布谷 嘉彦

no journal, , 

原子力機構では、ITERのCS(セントラル・ソレノイド)導体の導体性能試験を実機と同じソレノイド形状で行うため、CSインサートコイルという直径1.44m、巻数8.875ターンのソレノイド型サンプルを製作し、実機運転条件である最大外部磁場13T、最大通電電流45.1kAまでの条件で通電試験を行った。一連の通電試験の中では、CS導体のクエンチ特性を評価するために、外部から導体中へ誘導加熱を起こす誘導ヒーターを設け、誘導加熱試験を行った。誘導ヒーターは、別の試験装置によりエネルギー投入量を評価した。この誘導加熱試験により、導体への熱エネルギー投入量とCS導体の温度上昇の関係を温度センサーにより明らかにした。さらに、CS導体がクエンチを生じるときのエネルギー投入量を求めた。

口頭

ITER中心ソレノイド(CS)インサートコイル用導体の機械特性

齊藤 徹; 尾関 秀将; 諏訪 友音; 名原 啓博; 河野 勝己; 高橋 良和; 礒野 高明; 布谷 嘉彦

no journal, , 

ITER CSコイルの運転において、電磁力により導体を長手方向に引張歪み(導体周歪み)が発生することで熱収縮による圧縮歪みを緩和し、${it T$_{cs}$}$を上昇させることが知られている。ITER運転条件下での${it T$_{cs}$}$評価は、これまで直状導体のみで、CSコイル導体については実施されていなかった。本報ではITER運転条件下でのCS導体表面の周歪みに着目し、通電時におけるCSインサートコイル用導体の機械特性の結果について評価した。

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。

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