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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; 辺見 努; 高橋 良和
no journal, ,
国際熱核融合実験炉(ITER)で用いられるTFコイル用Nb
Sn超伝導素線の開発が終わり、実規模のケーブルインコンジット(CIC)導体による試験が行われている。この試験の目的は、電磁力に対する臨界電流などの性能の低下度合いを予測することである。この導体性能の低下は、撚られた素線に電磁力が加わると、素線が波状に曲げ変形を受けることが原因と考えられている。そこで、素線一本を用いた実験結果からCIC導体での性能低下の度合いを予測するための実験を行った。その結果、TFコイル用に開発された3つのブロンズ法超伝導素線には、波状変形に対する性能の低下度合いに明らかな違いが見られた。その原因を素線の断面写真や材料組成から推測し、数値シミュレーションによる検討を行った。その結果、熱処理後のKirkendallボイドや残存Snがフィラメント間電気抵抗を高め、各素線の特性に違いを生じさせ得ることが示された。
土屋 勝彦; 枝谷 昌博; 鈴木 優; 木津 要; 吉田 清; 松川 誠
no journal, ,
JT-60SA装置における超伝導マグネットを構成する、トロイダル磁場(TF),平衡磁場(EF)コイル,セントラルソレノイド(CS)の各コイル系に用いられている導体を覆うターン間絶縁体の機械的強度について、冷却+最大電磁力荷重条件の下で、垂直応力とせん断応力の関係からその成立性を評価した。このとき、引っぱり方向の垂直応力に対して評価できる基準を導入し、複雑な変形を生じるトロイダル磁場(TF)コイルの絶縁体が、十分な機械的強度を有していることを確かめた。一方、ポロイダルコイル系の絶縁体については、導体ジャケットのコーナー部の一部に局所的な剥離が現れる評価となった。今後は、機械的試験などを含め、詳細に評価を進める必要がある。
松井 邦浩; 小泉 徳潔; 辺見 努; 礒野 高明; 高橋 良和; 中嶋 秀夫; 奥野 清
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原子力機構では、ITER TFコイルの調達準備活動を進めている。ITERの工学設計活動の一環として実施したTFモデル・コイル(TFMC)計画において、TFコイル製作の基礎的技術を実証したが、TFコイルはTFMCの約3倍の大きさとなることから、製作時のリスクをなくし工程に従い製作するためには、新たな技術課題を解決する必要がある。原子力機構では、これらの技術課題を解決するための試作及び実証試験(高精度巻線の試作,含浸手法確立の試験,カバープレート溶接技術の実証等)を行っている。本講演では、それらの結果を報告するとともに、特にその一環として新たに開発したジョイントの試作結果について報告する。
木津 要; 吉田 清; 枝谷 昌博; 土屋 勝彦; 松川 誠; 市毛 寿一*
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CS, EFコイルは、プラズマディスラプションにより、経験磁場と通電電流値が変化し、交流損失が発生する。ディスラプションが発生した場合でも、導体の分流開始温度に対する温度マージンを1K以上とすることが求められている。そこで、ディスラプションによる発熱評価を、以下の手順で行った。まず、コイルとVV,バッフル板,制御コイル,プラズマの電流値の時間変化の回路解析を行った。次に、回路解析により得られた電流値の時間変化を用いて、各コイル導体の経験磁場の時間変化を計算した。最後に、得られた経験磁場の時間変化より、交流損失を計算した。得られた交流損失より、EF1コイルの最内層ターンの温度上昇を評価すると約0.5Kとなり、標準運転シナリオによる発熱を合わせても、1Kの温度マージンを確保できる見通しを得た。
吉田 清; 土屋 勝彦; 木津 要; 松川 誠
no journal, ,
原子力機構のJT-60のトカマク本体を超伝導化する計画が、日本とEU間の共同プロジェクト「サテライトトカマク」として合意された。それと並行して日本とEU間で進められてきたサテライトトカマク装置(JT-60SA)の概念設計がほぼ完了し、超伝導導体の製作が今年度から開始される。本発表はJT-60SA用超伝導コイルの概念設計と導体製作の方針を示す。
Sn導体の超伝導特性高橋 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; 辺見 努; 中嶋 秀夫; et al.
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ITER計画において、日本はトロイダル磁場(TF)コイル用導体の25%、及びCS用導体の全量の調達を担当する。TFコイルは、18個のD型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である。導体はNbSnのケーブル・イン・コンジット型で、中心チャンネルを有し、単長は約800mである。撚線は、外径が0.82mmのNbSn素線900本と銅線522本で構成されている。製作された導体の性能を評価するために、長さ約3.6mの実寸導体を用いて、コイル運転条件における超伝導性能を測定した。試験の結果、最大磁場11.8T、電流値68kAにおける分流開始温度は約6.3Kであり、設計基準の5.7K以上を満足することが確認できた。これにより、TFコイル用導体の調達活動を前進させることができた。
Sn素線の軸方向歪印加時における臨界電流特性の評価辺見 努; 布谷 嘉彦; 礒野 高明; 小泉 徳潔; 濱田 一弥; 松井 邦浩; 名原 啓博; 高橋 良和; 奥井 良夫*; 宇野 康弘*; et al.
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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超伝導線材を用いたケーブル・イン・コンジット型超伝導導体が使用される。TFコイル用超伝導導体には、超伝導撚線とコンジットの熱収縮率の違いによる熱歪や励磁時の電磁力により超伝導素線に歪が加わる。そこで、TFコイル用超伝導導体の性能予測の基礎データとして使用するために、NbSn素線の軸方向歪の印加時における性能評価を実施している。これらの試験に使用している装置の概要及び試験結果について報告する。
達本 衡輝; 麻生 智一; 大都 起一; 長谷川 勝一; 上原 聡明; 加藤 崇; 牛島 勇*; 信時 実*
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J-PARCの核破砕中性子源では、1MW級の陽子ビームによる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)を用いて冷中性子に減速させてビームを供給する。陽子ビーム1MW時において、水素モデレータ容器内で発生する核発熱量は約4kWであり、この大きな熱負荷を除去するために、大流量の超臨界圧水素を安定に強制循環させる低温水素システムを製作した。本システムは、安全性の観点から、水素保有量を少なくするために、低温水素ループをヘリウム冷凍機で冷却する2元式冷凍方式を採用した。試運転で、ヘリウム冷凍機の単体性能試験を行い、冷凍能力を評価した。15.5Kで6.45kWの冷凍能力が得られ、設計値を十分満足することを確認した。
麻生 智一; 達本 衡輝; 長谷川 勝一; 大都 起一; 上原 聡明; 川上 善彦*; 櫻山 久志; 前川 藤夫; 加藤 崇
no journal, ,
J-PARCにおいて、最適なエネルギーの中性子を実験ユーザーに供給するために、高エネルギー中性子を所定のエネルギーレベルに減速させるための低温水素循環システムの製作工事が終了した。本システムの構成と完成形を紹介するとともに、今後の試運転計画について報告する。