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論文

Design of a 60-kA HTS current lead for fusion magnets and its R&D

安藤 俊就; 礒野 高明; 濱田 一弥; 西島 元; 辻 博史; 富岡 章*; 坊野 敬昭*; 保川 幸雄*; 今野 雅行*; 上出 俊夫*

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 11(1), p.2535 - 2538, 2001/03

 被引用回数:6 パーセンタイル:56.44(Engineering, Electrical & Electronic)

ITERの建設に必要な60kAの電流リードを高温超伝導体を用いて設計した。また、その設計の正当性を実証するためのR&Dを行った。特に超伝導コイルのクエンチ時での電流リードの安全性について新しいアイデアを提出し、その検証した結果を紹介する。

論文

Test results of high temperature superconductor current lead at 14.5kA operation

礒野 高明; 濱田 一弥; 安藤 俊就; 辻 博史; 保川 幸雄*; 富岡 章*; 野澤 正信*; 今野 雅行*; 榊 喜善*

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 9(2), p.519 - 522, 1999/06

 被引用回数:8 パーセンタイル:47.36(Engineering, Electrical & Electronic)

高温超電導(HTS)電流リードをITERに応用するには、熱侵入量の低減だけではなく、フォルト時の安全性も重要である。Bi-2223(HTS)材の銀シーステープを使用し、10kA級の電流リードを開発し、14.5kAまで試験を行った。特徴として、HTS材の周囲に磁性体を配置することで、磁界による臨界電流値の低下を抑えた機構を採用している。実験結果として、低い熱侵入量、高い安全性や磁性体の効果が確認できた。

論文

Interface detail design for ITER coil system

本田 忠明*; 松井 邦浩; 濱田 一弥; 西田 和彦*; 加藤 崇; 辻 博史; 飯田 文雄*; 吉田 清; 保川 幸雄*; 樋上 久彰*; et al.

Proc. of 16th Int. Cryogenic Engineering Conf. /Int. Cryogenic Materials Conf., 0, p.135 - 138, 1996/00

ITER超電導コイルは、20個のトロイダル磁場コイル、中心ソレノイドコイル、7個のポロイダル磁場コイルからなる。このコイルシステムを動作させるため、電流リードと超電導ブスバーを介して電力が供給され、配管を介して冷媒が供給される。電力、冷媒供給設備と超電導コイルの取合機器として、23台のコイルターミナルボックスがクライオスタット近傍に設置される。電気絶縁、電位、断熱、真空、設置空間の設計条件を考慮して、コイルターミナルボックスの設計を行った。本発表では、超電導コイルと電力、冷媒供給設備の取合条件と取合機器の基本設計結果を紹介する。

論文

Experimental results and design of 50-kA forced-cooled current leads for fusion machine

高橋 良和; 杉本 誠; 松井 邦浩; 高野 克敏*; 野沢 正信*; 小泉 徳潔; 布谷 嘉彦; 中嶋 秀夫; 加藤 崇; 西田 和彦*; et al.

Proc. of 16th Int. Cryogenic Engineering Conf. /Int. Cryogenic Materials Conf., 0, p.795 - 798, 1996/00

核融合装置及びそれに用いる超電導導体の試験装置用として、50kA級強制冷却型電流リードを開発した。強制冷却型電流リードは、従来の蒸発ガス冷却型のものと比較して、液体ヘリウムの貯層がない分小型化され、また運転が容易である。また、蒸発ガス冷却型は、垂直方向でしか使用できないが、ガス冷却型は、垂直及び水平方向にも用いられるので、その取り付け方法にも、裕度が広がる。50kA級のものを製作する前に、15kA級のものを製作し、実験を行った。この結果をもとにして、50kA級のものを設計・製作した。15kA級の実験結果及び50kA級の設計について報告する。

論文

パンケーキ巻線方式による中心ソレノイド・コイルの設計

吉田 清; 西 正孝; 辻 博史; 佐々木 崇*; 保川 幸雄*; 塚本 英雄*; 田戸 茂*; 重中 顕*; 住吉 幸博*; 長谷川 満*

日本原子力学会誌, 37(10), p.938 - 947, 1995/00

 被引用回数:2 パーセンタイル:70.78(Nuclear Science & Technology)

国際核融合実験炉(ITER)の中心ソレノイドCSコイルにはパンケーキ巻線方式とレヤー巻線のいずれの製作法を採用すべきかの議論があった。コイルの電磁力支持法は、CSコイルを中心支柱としてTFコイルの向心力を支持するバッキング支持法を前提とした場合、レヤー巻は巻線内の機械的均一性に優れるが、製作法に未解決な問題点が多い。一方、パンケーキ巻は製作性には優れるが、導体接続場所がコイルの外周側になるため、TFコイルの向心力支持のための機械的問題がある。本紙では、いくつかの新たな技術を採用して、パンケーキ巻線をバッキング支持方式に適用できないかを検討した結果を報告する。

報告書

チタンコンジットを用いた(Nb,Ti)$$_{3}$$Snケーブル・イン・コンジット超電導導体の開発

和田山 芳英*; 安藤 俊就; 中嶋 秀夫; 西 正孝; 樋上 久彰*; 保川 幸雄*; 辻 博史

JAERI-M 93-065, 13 Pages, 1993/03

JAERI-M-93-065.pdf:0.75MB

ケーブル・イン・コンジット型導体の臨界電流特性の低下を抑制するために(Nb,Ti)$$_{3}$$Sn超電導フィラメントと熱収縮率が同等である純チタンを適用することを試みた。実験ではチタンコンジットの有効性を確認するために提案したチタン及び従来材のステンレス鋼の2種類のコンジットに対してコンジット内空隙率(ボイド率)を種々変化させたケーブル・イン・コンジット導体を作成し、臨界電流特性を測定比較した。実験結果よりステンレス鋼コンジット導体においては約2~4割の臨界電流の低下が認められたが、チタンコンジット導体では低下が認められず素線本来の特性が保持されておりチタンコンジットをケーブル・イン・コンジット導体へ適用することの有効性が確認された。

論文

Design of the ITER central solenoid scalable model coil

山本 惠一*; 吉田 清; 保川 幸雄*; 塚本 英雄*; 佐々木 崇*; 奥野 清; 西 正孝; 小泉 徳潔; 礒野 高明; 杉本 誠; et al.

Proc. of the 17th Symp. on Fusion Technology, 0, p.971 - 975, 1993/00

ITER用超電導磁石の開発を目的としてCSモデルコイルが計画され設計が進められている。CSモデルコイルはボア径2mで、実機で要求されるBmax=13T、磁場変化2T/sを満足するコイルの開発を目的としている。CSモデルコイルの設計を中心に、解析結果等を含めて発表する。

論文

30kA-NbTi実証ポロイダル・コイル(DPC-U)の不安定現象と安定性実験結果

小泉 徳潔; 奥野 清; 高橋 良和; 辻 博史; 西 正孝; 杉本 誠; 礒野 高明; 佐々木 崇*; 樋上 久彰*; 保川 幸雄*; et al.

低温工学, 28(3), p.150 - 159, 1993/00

次期核融合炉用大型強制冷凍型超電導コイルの開発を目的としたDPC計画の一環として、30kA-NbTi実証ポロイダル・コイルが作成された。しかしながら、臨界電流値の約1/10でコイルがクエンチしてしまうという不安定現象が観測された。この不安定現象の解明のために、コイルクエンチ時の電圧波形を観測する実験、および安定性実験を行った。これらの実験の結果、本コイルの不安定現象が導体内電流分布の不均一に起因することがわかり、さらにこの電流分布の不均一は誘導ヒータを用いることにより改善できることが分かった。これにより本コイルの安定な通電の可能性が示唆された。

報告書

大型超電導磁石模擬巻線の機械試験

樋上 久彰*; 杉本 誠; 中嶋 秀夫; 長谷川 満*; 保川 幸雄*; 吉田 清; 伊藤 郁夫*; 今野 雅行*

JAERI-M 92-127, 33 Pages, 1992/09

JAERI-M-92-127.pdf:1.29MB

核融合装置に用いられる超電導磁石は、強大な電磁力が発生するため、コイル巻線部を強固な構造にすることが重要である。幹線部の剛性を向上させるためには、巻線部を構成している導体と絶縁物間の接着強度を向上させる必要があり、さらに巻線部内の応力分布を検討する必要がある。今回、この目的のために、(1)導体と絶縁物間の接着強度向上試験、(2)直線状試験体による3点曲げ試験、(3)パンケーキコイル模擬巻線による剛性試験を実施した。その結果、接着強度はエポキシ樹脂を用いたサンドブラスト処理が最も高くなることがわかった。また、曲げ試験では、絶縁物によって曲げ剛性が低下し、圧縮剛性試験では、巻線の剛性に影響を与えないことがわかった。

論文

Mechanical test ofsuperconducting magnet system for fusion experimental reactor

杉本 誠; 吉田 清; 長谷川 満*; 小泉 興一; 中嶋 秀夫; 今野 雅行*; 伊藤 郁夫*; 榊 喜善*; 保川 幸雄*; 佐々木 崇*; et al.

Fusion Technology 1990, p.1530 - 1534, 1991/00

核融合実験炉(FER)用超電導磁石システムの支持構造物の機械試験を行なった。FER用超電導磁石システムには巨大な電磁力が作用する。このため構造支持に不可欠のものであるが、炉の構造上充分な空間を確保できぬ可能性があるため、種々の検討が行われている。本発表では、トロイダルコイルのトーラス構造、シェアパネル支持およびポロイダルコイルの剛性に関する実験を行い、これらの構造支持物の健全性評価及び実機応用について考察を行なった。FERのTFコイル支持では、ウエッジ支持およびシェアパネル支持が提唱されている。これらは巨大の圧縮力、およびせん断力をうける。このためウェッジ支持部では摩擦力を有効に利用した支持法について検討を行なった。ポロイダルコイルについてはCSコイル、EFコイルの剛性評価を定量的に検討した。

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