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TFコイル用ラジアル・プレートの製作技術開発中嶋 秀夫; 濱田 一弥; 高野 克敏; 奥野 清; 角井 日出雄*; 山岡 弘人*; 中村 泰三*; 山名 成彦*
no journal, ,
原子力機構は、ITERの建設においてトロイダル磁場コイル(TF)の製作を分担する。TFコイルの巻線部は、ラジアル・プレート(RP)と呼ばれるD形の溝付きステンレス板に超伝導導体を巻いた構造となっており、この巻線部がコイル容器に格納されるため、平面度1mmの高精度でRPを製作する必要がある。一方、RPは、高さ14m,幅8m,厚さ約110mmのD型平板溶接構造物となり、このような高精度かつ大型の平板溶接構造物の製作実績は皆無である。このため、原子力機構は、製作メーカーと協力して、合理的な製作方法を検討し、実機大のモデル試作を通して、製作技術開発を進めてきた。これまで、7kWのファイバー・レーザー溶接装置を開発し、RPのセグメント間を最終形状に近い状態で完全溶込み溶接し、平面度1mmを達成できることを実証した。また、熱間押出・冷間引抜で製作した十字断面を有するチャンネル材をレーザー溶接で組み立てることで、機械加工を大幅に削減した製作が可能で、製作工程を約半分に短縮できる可能性を示した。本講演では、レーザー溶接技術を駆使した合理的な製作方法とその実証試験の結果を報告する。
高野 克敏; 中嶋 秀夫; 濱田 一弥; 河野 勝己; 堤 史明; 奥野 清
no journal, ,
日本原子力研究開発機構は、ITER超伝導コイルで使用される構造材料のデータベース構築及び建設期における構造材料の品質管理を効率よく実施するため、極低温試験装置を新たに設置した。そのうちの一つである、極低温用油圧サーボ式疲労試験装置の特性評価を目的として、JIS Z 2283に従い、4枚の歪ゲージを貼付した検定用試験片を製作し、室温,液体ヘリウム中における軸心試験検査を行った。この結果、取付治具,検定用試験片による偏心度の特性を把握するとともに、2005年の低温工学「極低温材料試験装置の軸心検査」で報告した、ネジ駆動式引張試験装置の軸心試験検査との比較を行い、試験装置による相違,特性及び検査方法の問題点を明らかにした。本講演では、この結果について報告する。
新見 健一郎; 中嶋 秀夫; 濱田 一弥; 高野 克敏; 奥野 清; 角井 日出男*; 山岡 弘人*; 千田 豊*; 瀬渡 賢*; 副島 幸二*; et al.
no journal, ,
国際熱核融合実験炉(ITER)のトロイダル磁場(TF)コイルは、高さ14m,幅9mの大型超伝導コイルであり、大電磁力に耐える極厚のコイル容器及び支持構造物が必要となる。TFコイル構造物の特徴は、非常に大きな溶接構造物であることに加え、これまでに使用実績のない完全オーステナイトのステンレス構造材と溶接材料を適用することであり、溶接施工法を含めた製作方法を確立することが必要である。原子力機構では、TFコイル構造物の調達準備活動の一環として、メーカー各社と協力のうえ、溶接施工法を含む製作方法検討並びに試作試験を行っている。本講演では、ITERで使用する材料を用いた狭開先TIG溶接の試作試験結果について報告する。
高橋 良和; 礒野 高明; 小泉 徳潔; 松井 邦浩; 濱田 一弥; 布谷 嘉彦; 名原 啓博; 押切 雅幸; 中嶋 秀夫; 河野 勝己; 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Nb
Snのケーブル・イン・コンジット型で、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1.6mmのステンレス管に挿入され、導体が完成する。1個のコイルにおいて、導体は760mのものが5本と、520mのものが2本用いられる。TFコイルは予備コイル1個を含めて、19個製作されるので、760mが95本,520mが38本製作される。そのうち、日本は25%を製作することになっている。高いJcを有するNbSn素線の量産試作は、国内のメーカー4社において完了した。撚線の試作も完了した。実導体を製作し、実導体の短尺サンプルを運転条件において、その性能試験を5月に行う予定である。この試験で導体としての超伝導性能を確認して、調達作業を開始する予定である。
松井 邦浩; 小泉 徳潔; 礒野 高明; 布谷 嘉彦; 名原 啓博; 高橋 良和; 奥野 清
no journal, ,
国際熱核融合実験炉(ITER)のトロイダル磁場(TF)コイルには、NbSn超伝導素線を用いたケーブル・イン・コンジット導体が使用される。この超伝導導体の超伝導生成熱処理においては、超伝導導体を構成する撚線とジャケット間の熱歪差により超伝導導体に熱応力が発生する。この熱応力が大きい場合には、熱処理後、TFコイル状に巻いた超伝導導体に変形が生じることになり、超伝導導体をラディアルプレートの溝へ納める巻線作業が困難となる。そのため、熱処理時における超伝導導体の熱歪特性を評価し、この特性を考慮したTFコイル巻線の設計を行う必要がある。そこで、TFコイル用として開発,製作されたブロンズ法及び内部拡散法のNbSn超伝導素線を用いた超伝導導体の熱処理を行い、それらの熱歪測定を行った。本発表では、これらの結果について報告する。
吉田 清; 土屋 勝彦; 木津 要
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国際熱核融合実験炉(ITER)のサテライトトカマク装置として、現在のJT-60のトカマク本体を超伝導化する装置JT-60SAが、日本とEU間の共同プロジェクト「幅広いアプローチ」の中の「サテライトトカマク」プロジェクトとして合意された。JT-60SA用超伝導コイルの設計の概念は、ITER用超伝導コイルの設計手法を採用することとした。最近10年間のITER工学設計の期間に開発された超伝導コイルの設計手法,要素技術を採用することによって、両極が同一の設計基準を用いることができる。そのことによって、超伝導導体やコイルを製作するための試作を省略でき、技術的課題を回避できる。本発表は、JT-60SA用超伝導コイルの要求性能と使用環境について示す。
名原 啓博; 布谷 嘉彦; 松井 邦浩; 小泉 徳潔; 礒野 高明; 宇野 康弘*; 関 秀一*; 押切 雅幸; 高橋 良和
no journal, ,
国際熱核融合実験炉(ITER)で使用されるTFコイル用超伝導素線の開発が終わり、実規模のCIC導体による試験が近々行われる。これまで製作された各種モデルコイルやインサートコイルにおいて、導体性能が電磁力にほぼ比例して低下することがわかっている。実規模での試験が行われる理由は、この低下度合いを予測するためである。しかし、この導体の製作には多大な労力と費用が必要となるため、素線一本を用いた試験を行うことにより、CICCでの性能低下の度合いを予測できれば非常に有益である。そこで本研究では、ITER-TFコイル用に開発された2種類の超伝導素線に波状変形を加え、5K
8Kの温度下での負荷に対する性能を計測した。その結果、一種類目の素線はCSインサートコイル用素線に比べてかなり波状変形に対して強く、この実規模導体試験はかなり優れた結果が得られると期待できる。もう一方の素線はCSインサートコイル用素線とほぼ同じもしくは良好であり、実規模導体試験では性能低下度合いがCSインサートコイルより小さくなり、さらに臨界電流がITERの要求値よりかなり高いため、十分裕度のある結果が得られると期待される。
土屋 勝彦; 鈴木 優; 木津 要; 吉田 清; 玉井 広史; 松川 誠
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JT-60SA装置における超伝導マグネットシステムは、18個のトロイダル磁場(TF)コイル,7個のプラズマ平衡磁場(EF)コイル、そして4つのモジュールから成るセントラルソレノイド(CS)、の各コイル系より構成されている。TFコイルはBtR=8.2Tmの起磁力を有し、最大経験磁場が6.5T程度であることから、NbTi導体を採用している。EFコイルは、広いプラズマ形状制御性を持たせるように設計し、導体は高磁場側でも6.2TであるためNbTi導体を用いている。CSは、両振り40Wbの磁束を供給するため、最大経験磁場は9Tであり、導体はNbSnを採用している。また、プレコンプレス構造を可能な限り簡素化するため、導体のジャケット材にはJK2LBを採用し、さらに、想定している18000サイクルの運転に耐えられるよう応力解析を実施し、巻線や支持構造の最適化を進めている。本講演では、これらマグネットシステムの概要と設計の現状について、応力解析の結果を中心に報告する。
木津 要; 土屋 勝彦; 吉田 清; 枝谷 昌博; 玉井 広史; 松川 誠
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JT-60SAのCS, EFコイルの最大経験磁場はそれぞれ、9T, 6.2Tであるため、CS導体はNbSn, EFコイル導体はNbTi素線を用いる。導体は除熱特性を向上させるために導体中心にスパイラルで作られる冷却チャンネルを追加したケーブル・イン・コンジット(CIC)型の強制冷却導体である。CS, EFコイルはパルス運転するコイルであり、熱負荷として交流損失が大きい。また、一部のEFコイルには、遮蔽性能が低いポート部を突き抜けてくる中性子による核発熱が存在する。さらに、ディスラプション時にも大きな交流損失が発生する。これらの熱負荷が同時に発生した場合でも導体の温度が分流開始温度(Tcs)以下であることが必要であるが、熱負荷,経験磁場の分布は時間とともに大きく変化するため、1次元熱流体解析コードを用いて、運転温度と、最小クエンチエネルギーの解析を行った。EFコイルに関しては、運転条件が最も厳しいEF4コイルの解析を行った。その結果より、CS, EF34導体は運転条件に対して十分な裕度があることがわかった。
達本 衡輝; 麻生 智一; 大都 起一; 長谷川 勝一; 上原 聡明; 加藤 崇
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J-PARC計画の一環として、物質・生命科学実験分野では、1MW級の陽子ビームを水銀ターゲットに入射し、核破砕反応によって発生した高速中性子を超臨界圧水素(1.5MPa, 20K)のモデレータを使用し、冷中性子に減速させる核破砕中性子源の建設を行っている。超臨界圧水素をこのモデレータに安定に供給するための極低温水素循環システムは、閉ループを形成し、超臨界圧水素を強制循環させる循環ポンプ,オルソ・パラ変換器,He-H2熱交換器、及び、圧力制御用のヒーターと水素ループ内にベローズが内包されたアキュムレータから構成され、ヘリウム冷凍機(冷凍能力:6kW@17K)により冷却される。極低温水素循環システムの運転制御を検討するために、冷却プロセスを模擬する解析コードを開発し、冷却方法、及び、冷却時間の検討を行った。その結果、擬臨界領域での温度制御が重要であることが明らかになった。21時間以内で定格状態まで冷却できることがわかった。
麻生 智一; 達本 衡輝; 長谷川 勝一; 大都 起一; 上原 聡明; 前川 藤夫; 加藤 崇
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中性子源用モデレータ冷却システムは、核破砕反応で発生した高エネルギー中性子を超臨界水素中に通過させることにより、そのエネルギーを低減し、冷中性子ビームとして施設利用者の実験装置へ供給するための冷凍システムである。中性子源中心部で中性子による水素への熱負荷が約4kWに達し、この負荷を中心部にあるモデレータ(合計4L)で温度差3K以内という条件で除去するために超臨界水素の強制循環で冷却する方式とし、水素インベントリを低減するために水素とヘリウムの2元冷凍システムとした。昨年から現地製作が本格化し、現在最終段階に至っており、今後試運転から調整運転の運用に着手する。今回、現状の設備設置の状況及び中性子冷却の稼動に向けた計画について報告する。
町屋 修太郎; 長村 光造*; 鈴木 裕士; 綾井 直樹*; 加藤 武志*; 林 和彦*; 佐藤 謙一*
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中性子回折を用いて、銀シース超伝導線材において内部のビスマスフィラメントと外部の銀合金のひずみ測定を非破壊的に行った。無ひずみの標準試験片を準備し残留ひずみをX線応力測定法と比較しながら評価するとともに、スタックした試験片を用いて単軸引張り荷重下でのひずみ応答挙動を測定した。
小泉 徳潔; 松井 邦浩; 中嶋 秀夫; 濱田 一弥; 礒野 高明; 奥野 清; 高柳 貞敏*
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原子力機構では、2008年度からITERトロイダル磁場(TF)コイルの調達作業を開始することを計画しており、2006年度より技術的課題の解決のための試作試験(高精度巻線,熱処理手法確立,絶縁含浸手法確立など)をメーカーと協力して実施している。これらの調達準備活動の進捗状況、及び試作結果の概要について報告するとともに、絶縁含浸手法の検証試験結果について報告する。絶縁含浸試作の結果、従来の含浸樹脂の自重による液送方法では、含浸時間の制約等から、含浸が困難であることが判明した。そこで、コイルを複数分割して、さらに樹脂を加圧して液送することで含浸が所定の時間内にできることを試験結果を基にした解析で示した。
高柳 貞敏*; 久野 和雄*; 市原 直*; 野元 一宏*; 長谷川 満*; 小泉 徳潔; 松井 邦浩; 奥野 清
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日本が製作を担当するITERトロイダル磁場(TF)コイルの調達準備のために、TFコイル製作方法とコイル製造装置の検討を行っている。ITER-TFコイル導体の巻線では、高精度化と工程合理化のための自動化が必須である。2006年度には、3点ロール曲げ自動巻線装置の部分試作を行い、その装置を使用して短尺導体の試巻線を実施した。その結果、数パーセントの曲げ精度で巻線ができることを実証した。今後、高精度自動化巻線で必要となる巻線長の高精度計測手法についても報告する。