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吉田 清; 土屋 勝彦; 木津 要; 村上 陽之; 神谷 宏治
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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装置(JT-60SA)」として推進されている。日本担当の中心ソレノイドと平衡磁界コイル用導体の製作冶具の準備が完了して、試作が開始され、ジャケットの最終形状が決定された。中心ソレノイドと平衡磁界コイルの詳細設計は完了して、製作が開始され、製造冶具設計と材料選定を開始した。サーマルシールドや、ヘリウム分配システムの設計を実施した。一方、EUが担当するTFコイルの詳細設計が完了して、調達合意書の作成が開始された。現在検討しているTFコイルをトカマク装置への組込む方法を紹介する。また、EUが担当するヘリウム冷凍機,高温超伝導リードの詳細設計が進んだので、その技術仕様を示す。
神谷 宏治; 竹之内 忠; 市毛 寿一; 吉田 清
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JT-60のプラズマ閉じ込め用コイルをすべて超伝導に置き換えるJT-60SAは、超伝導マグネットなど4K設備への室温からの放射を低減するため、80Kに冷却したサーマルシールドで超伝導マグネットを包囲する。このためサーマルシールドの形状は超伝導マグネットの形状に強く依存する。今年、トロイダルフィールドコイル(TFC)の仕様や形状が確定し、超伝導マグネットとプラズマ真空容器間のクリアランスを110mm確保できる見通しが立った。本発表では、この中でサーマルシールドの設計と、モデルの一部について熱解析を行った。
村上 陽之; 松井 邦浩; 木津 要; 土屋 勝彦; 吉田 清; 奥野 清; 尾花 哲浩*; 高畑 一也*; 今川 信作*; 三戸 利行*; et al.
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JT-60SA装置のEFコイルはダブルパンケーキ又はシングルパンケーキ構造になっており、パンケーキ間接続にはシェイクハンド型のラップジョイントを使用する計画である。そこで、コイル本体の製造が開始される前に、EFジョイントの製作性及び性能評価を行うためプロトタイプジョイントを製作した。今回は、ジョイント部の発熱特性を調べるため、核融合科学研究所(NIFS)と共同で接続抵抗測定試験を、上智大学と共同で交流損失測定試験を実施した。これらの試験の結果、ジョイントの接続抵抗は最大で2.8n
、結合損失時定数は2.5s程度であることがわかった。また、コイル運転中におけるジョイントの温度上昇を評価するため、試験結果をもとにジョイント内部の熱伝導解析を行った。その結果、運転中における温度上昇は最大で1K程度であり、EFジョイントは十分な温度マージンを確保して運転できることが示された。
米田 昌生*; 神谷 宏治; 本田 敦; 竹之内 忠; 吉田 清
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原子力機構のJT-60Uのトカマク本体を超電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(JT-60SA)」として進められている。JT-60SAに用いられる超伝導コイル及び高温超伝導電流リード,サーマルシールド,クライオポンプは、ヘリウム冷凍機から冷却される。ヘリウム分配システムは、超伝導コイルなどの負荷とヘリウム冷凍機を結合するシステムである。ヘリウム分配システムの最適化のためには、負荷の冷却条件を調整する必要がある。ヘリウム分配システムとトカマク装置の他の機器との調整を行った設計を示す。
梶谷 秀樹*; 植田 浩史*; 石山 敦士*; 村上 陽之; 小泉 徳潔; 奥野 清
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ITER・TFコイル用ケーブル・イン・コンジット(CIC)導体の性能検証試験をスイスのSULTAN試験装置を用いて実施している。試験の結果、導体の超伝導特性が素線単体の性能と素線に加わる熱歪の値から予測される性能に比べ低下する現象が観測された。この要因として、ジョイント部における接続抵抗が素線ごとに異なることにより生じる導体内の電流偏流が考えられる。そこで、導体内の電流偏流の度合いを定量的に評価することを目的として、長手方向の磁場分布や温度変化に依存した素線ごとの超伝導特性,ジョイント部及びターミナル部における接続抵抗、及び素線間のインダクタンスを考慮した数値解析コードを開発した。解析の結果、ジョイント部の磁場が不均一であることと銅の磁気抵抗効果によって生じるジョイント部の抵抗率分布、接続に用いた銅と各素線の接触距離の違いに起因する接触抵抗の違いから電流偏流が生じ、導体の性能低下の要因となっていることが確認された。特に、銅の抵抗率分布が偏流に及ぼす影響は大きく、最大で平均値の1.7倍の電流を流している素線が存在することがわかった。
松井 邦浩; 濱田 一弥; 河野 勝己; 小泉 徳潔; 高橋 良和; 中嶋 秀夫; 奥野 清
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原子力機構はITERの国内機関として、ITERトロイダル磁場(TF)コイル用の超伝導導体の調達活動を進めており、33本のTFコイル用超伝導導体の製作を行う。導体製作においては、素線及び撚線の製作後に、長さ760mのステンレス(SUS316LN)製の金属管(ジャケット)に撚線を挿入するため、長さが800mの直線の組立て装置が必要である。この導体化を行うジャケッティング装置を建設し、現在、すべて銅線の模擬撚線を用いた導体の試作を行っている。本講演では、ジャケッティング装置の概略と導体製作の状況について紹介する。
高橋 良和; 礒野 高明; 濱田 一弥; 布谷 嘉彦; 名原 啓博; 松井 邦浩; 辺見 努; 小泉 徳潔; 河野 勝己; 押切 雅幸; et al.
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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(CIC)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2mmのステンレス管に挿入し、所定の外径まで圧縮成型して、導体が完成する。昨年3月から国内のメーカー4社(素線2社,撚線,導体化作業)において導体の製作が開始された。そのうち、2社において、約14.4トン(日本製作分の約15%)のNbSn素線が完成した。これらの素線は仕様(臨界電流値:190A以上、ACロス:500mJ/cc以下)を満足している。導体1本分である760mの銅ダミー撚線の製作に成功した。また、導体加工工場が完成し、調整運転を開始した。これらの結果を中心に進捗状況を報告する。
中嶋 秀夫; 千田 豊; 高野 克敏; 堤 史明; 奥野 清; 新見 健一郎*; 仙田 郁夫*
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日本原子力研究開発機構(原子力機構)は、ITERの建設において、トロイダル磁場(TF)コイル構造物(以下、「TF構造物」という)の製作を分担する。TF構造物の調達の一環として、原子力機構はTF構造物の詳細製作設計と実規模試作を開始し、現在、一次製作設計,材料品質確認、及び溶接に関する要素技術の検証と小規模試作を進めている。TF構造物の溶接では、実機における溶接変形を把握することが非常に重要であるとともに、溶接部の液体ヘリウム温度での機械特性を検証する必要がある。このため、1mの実機大インボード容器の溶接試作、及び数種の条件で溶接したJJ1溶接部の4K引張試験を実施している。本講演では、これらの試作及び試験で得られた中間結果について報告する。
達本 衡輝; 白井 康之*; 塩津 正博*; 小林 弘明*; 成尾 芳博*; 稲谷 芳文*; 畑 幸一*
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液体水素の熱流動特性に関する知見は中性子源用モデレータの設計に不可欠である。しかし、可燃性である水素に対する実験環境の制約があるため、これまで十分なデータの取得が困難であった。本研究では、水素に対する安全性を考慮に入れた液体水素冷却特性実験装置の開発を進めてきた。本装置では、メインタンクとサブタンクを連結する断熱真空輸送配管の一端に円管ヒータを設置した特徴を有している。断熱真空輸送配管に設置した流調弁の開度を調整することにより、円管ヒータ内に強制対流を発生させることができる。初めての低温試験を実施し、設計どおりの性能を確認することができた。さらに、0.7MPaの圧力下での液体水素の強制対流熱伝達を測定することにも成功した。