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千田 豊; 高野 克敏; 中嶋 秀夫; 大勢持 光一*; 新見 健一郎*; 渡海 大輔*
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フランスで建設が開始された国際熱核融合実験炉(ITER)の中核機器であるトロイダル磁場(TF)コイルは日本が開発した高強度・高靱性ステンレス鋼を使用した大型溶接構造物となり、大別してコイル容器と支持構造物で構成される。原子力機構では平成20年度から溶接試作作業を開始し、今後2年間の期間で実機製作前の構造物の実規模試作を進める。本講演では、溶接性試験の結果、及び実機構造物製作の課題と実規模試作計画を報告する。
松井 邦浩; 小泉 徳潔; 辺見 努; 高野 克敏; 千田 豊; 清水 辰也; 中嶋 秀夫
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ITER TFコイルの調達では、中規模及び実規模の試作を実施した後に、それらを踏まえてTFコイルを製作する。原子力機構は、TFコイルの製作に向けて、ラジアル・プレート(RP)及びカバー・プレート(CP)の製作,導体巻線,熱処理,トランスファ,含浸,CP溶接等の試作を、メーカと協力して段階的に実施している。これらの試作のうち、2009年度には、RPの製作,導体巻線の試作,CP溶接を実施した。RPの製作では実規模のRP用ステンレス鋼圧延材を製作し、導体巻線の試作では1/3規模の中規模巻線試作のために巻線装置を製作して実機導体を用いた導体曲げ試験を実施した。また、CP溶接ではレーザ溶接による試作を行い、0.6mmのギャップまで溶接できることを確認した。
辺見 努; Harjo, S.; 松井 邦浩; 布谷 嘉彦; 小泉 徳潔; 中嶋 秀夫; 伊藤 崇芳; 相澤 一也; 鈴木 裕士; 町屋 修太郎*; et al.
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核融合炉に使用される大型超伝導導体は、約1000本の超伝導素線とステンレス鋼製のジャケット材から構成されるケーブル・イン・コンジット型(CIC)導体である。この導体では、熱処理温度923Kから運転温度5KまでのNb
Sn素線とステンレス鋼の熱膨張率の違いによって導体内には残留歪が生じる。NbSn素線の超伝導特性は残留歪の状態によって大きく変化するため、その特性を評価するためには残留歪の状態を把握する必要がある。しかし、多数本の撚線構造とジャケット材の内側に素線が配置されているため、導体内の素線の歪を直接測定することは困難である。一方、J-PARCで2008年から運転が開始された工学材料回折装置「匠」は中性子回折を用いて歪として相対精度0.02%で測定することが可能である。本研究では、匠による中性子回折をITER TF導体の内部歪の測定に適用した。中性子回折を用いることで格子面間隔の変化により導体内のわずか6%しかないNbSnの歪を決定することが可能であることを実証した。これにより、素線の残留歪の発生機構及び歪状態と超伝導性能の関係を明らかにすることが可能となった。
高野 克敏; 小泉 徳潔; 堤 史明; 中嶋 秀夫; 畑中 秀夫*; 宇野 毅*; 夏目 吉久*
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原子力機構は、TFコイル用ラジアル・プレート(RP)の実規模試作を実施している。本試作では、高さ13m,幅9m,厚さ10cmの大型構造物を2mmの平面度で製作することが要求されており、ステンレスの平板から機械加工で部分セグメントを切り出して、これらをレーザー溶接する方法が主案として検討されている。一方、本方法では、材料費,機械加工の観点から無駄が多いため、前記のような高精度の寸法公差を満足し、さらに合理化した製作法を開発することが求められている。そこで、原子力機構では、並行して、熱間等方加圧(HIP)による拡散接合を用いることで材料歩留まりを改善したRPセグメントを製作する方法を開発している。本開発の中で実施した機械強度試験及び品質確認試験の結果について報告する。
Sn素線の品質管理名原 啓博; 礒野 高明; 布谷 嘉彦; 小泉 徳潔; 濱田 一弥; 松井 邦浩; 辺見 努; 押切 雅幸; 宇野 康弘*; 関 秀一*; et al.
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ITER TF超伝導コイル用NbSn素線の調達を進め、これまでに3年間でTFコイル約2個分の素線が製作された。これは素線長さで約1万kmにもなる非常に大量の生産であり、臨界電流やヒステリシス損失,残留抵抗比などの性能にばらつきが生じるが、本発表でその品質管理について報告する。
濱田 一弥; 高橋 良和; 礒野 高明; 布谷 嘉彦; 松井 邦浩; 名原 啓博; 辺見 努; 河野 勝己; 吉川 正敏*; 押切 雅幸; et al.
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日本原子力研究開発機構(原子力機構)は、国際熱核融合実験炉(ITER)の日本の極内実施機関として、トロイダル磁場(TF)コイル及び超伝導導体の調達を担当している。TFコイル用導体は、直径0.8mmの超伝導素線900本,銅線522本を束ね合せて、直径43.7mm,肉厚2mmのステンレス保護管(ジャケット)に収めた構造であり、最大長さは760mである。超伝導導体の調達は、2008年から開始され、メーカーの協力を得て素線,撚線,ジャケット管及び導体製作装置の製作が進展した。その結果、2009年12月に導体を製作する準備が整った。まず、はじめに導体の製作作業要領を実証するために、760m長さの模擬導体の製作を行い、成功裏に完了した。TF導体の製作は日本以外に、欧州,韓国,米国,ロシア及び中国も担当しており、日本は他極に先駆けて導体製作技術を確立し、実機導体の製作を開始した。講演では、超伝導導体の調達に関する状況を説明するとともに、模擬導体製作技術として、溶接,検査,撚線の引込み,巻取り等に関する結果を報告する。
Al CIC導体の安定性試験結果小泉 徳潔; 松井 邦浩; 中嶋 秀夫; 竹内 孝夫*; 伴野 信哉*
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実証炉では、16T以上の高磁場を発生できる急熱急冷法NbAl線を使用したケーブル・イン・コンジット(CIC)導体の採用が期待されている。一方、急熱急冷法NbAl線では、一次熱処理温度が銅の融点よりも高く、銅を用いた安定化ができないという課題があった。そこで、著者らは、一次熱処理後の急熱急冷法NbAl線の表面に銅をメッキする外部安定化法を開発し、その安定性を縮小導体を用いて測定した。実験の結果、外部安定化銅によって高い安定性が確保され、安定性の観点からは、外部安定化急熱急冷法NbAl導体の実証炉への適用性に目途を立てることができた。
淺川 修二; 吉田 清
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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。高速位置制御コイルは真空容器内に上下2つ設置され、それぞれ独立に制御される。本報では高速位置制御コイルの導体やサポートの構造と各種解析による概念設計について述べる。また、容器内で予定している製造方法についても紹介する。
神谷 宏治; 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。プラズマ真空容器側サーマルシールド(VVTS)は真空容器やポートとトロイダル磁場コイル(TFC)との間隔が狭いため、製作と組立に高い精度が要求される。このため試作により製作公差を確定することは設計上重要である。本講演では、VVTSの試作を行い、VVTS製作公差と試作から得た結果について報告する。
木津 要; 柏 好敏; 村上 陽之; 土屋 勝彦; 吉田 清; 尾花 哲浩*; 高畑 一也*; 濱口 真司*; 柳 長門*; 今川 信作*; et al.
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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コイル、4つのソレノイドから成る中心ソレノイド(CS)、そして、6個のプラズマ平衡磁場(EF)コイルの各コイル系より構成されている。このうち、CSとEFコイルが日本で製作される。EFコイルの最大運転電流値と最大経験磁場は、20kA-6.2Tである。コイル導体はNbTi素線を用いたケーブル・イン・コンジット型導体である。これらの導体は、メーカより納入された超伝導撚線とジャケットを日本原子力研究開発機構・那珂核融合研究所内に建設された、全長約680mの導体複合化設備で複合化することで製作される。EFコイル実機に使用する444mの超伝導導体の量産製造が平成22年3月より開始された。また、量産に先立って、超伝導導体の分流開始温度などの超伝導特性の評価試験を行った。本講演では、導体製造と試験結果について述べる。
村上 陽之; 市毛 寿一; 木津 要; 土屋 勝彦; 吉田 清; 尾花 哲浩*; 高畑 一也*; 濱口 真司*; 柳 長門*; 今川 信作*; et al.
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JT-60SA装置の平衡磁場(EF)コイルは、NbTi素線を用いたケーブル・イン・コンジット導体により製作される。実機に使用される導体の量産に先立って、導体の超伝導特性を確認するため、NbTi導体を用いた性能評価試験を日本原子力研究開発機構(JAEA)と核融合科学研究所(NIFS)が共同で実施した。これまでに、NbTi素線の適用可能性を実証するためのプロトタイプ導体と、高磁場(6.2T)を発生するコイルで利用するEF-H導体を対象に、分流開始温度(Tcs)測定試験及び安定性試験の二つの性能評価試験が実施された。Tcs測定試験の結果、素線の臨界電流特性から予測される値とほぼ同じ結果が得られ、導体化による超伝導特性の低下は観測されなかった。また、安定性試験の結果、EFコイルは定格運転条件において非常に安定に運転できることがわかった。本講演ではこれらの性能評価試験について報告する。
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のトカマク本体コイルを超伝導化する計画が日本と欧州連合(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(HTS)リード,サーマルシールド,クライオポンプは、ヘリウム冷凍設備(ヘリウム冷凍機,循環ポンプ)から冷却される。ヘリウム分配システムは冷凍設備から供給されるヘリウムを各負荷に分配するシステムで、配管及び弁,コイル端子箱,バルブボックスから構成される。既存設備と、欧州連合が担当するヘリウム冷凍機の関係に満足するようヘリウム分配ステムの設計を行った結果を報告する。