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神谷 宏治; 大西 祥広; 市毛 寿一; 村上 陽之; 吉田 清; 水牧 祥一*
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JT-60のプラズマ閉じ込め用のコイルをすべて超伝導に置き換えるJT-60SAは、323Kのプラズマ真空容器と4Kの超伝導コイルの間に80Kの熱遮蔽体、サーマルシールドを設置する。本講演では、サーマルシールドの構造解析から、各サーマルシールド壁を接続する接続部品にかかる力の算出と応力試験方法について報告する。また10度分の外側真空容器用サーマルシールド(VVTS)の試作、及びこれと既に試作した内側VVTSとの接続試験についても報告する。
木津 要; 土屋 勝彦; 柏 好敏; 村上 陽之; 市毛 寿一; 淺川 修二; 吉田 清
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日本原子力研究開発機構では、メーカより納入された超伝導撚線とジャケットを研究所内の導体複合化設備で複合化し、コイル製作メーカに導体を支給している。2010年よりプラズマ平衡磁場コイル用実機導体の製作が開始され、2011年9月9日までに26本の導体が製作されている。2011年3月11日の大震災により保管していた22個の導体がほぐれてしまったが、補修を行い利用可能な状態であることを確認した。一方、中心ソレノイド実機用導体製作は、2011年7月より開始され、4本の導体を製作した。
濱田 一弥; 布谷 嘉彦; 高橋 良和; 礒野 高明; 名原 啓博; 辺見 努; 松井 邦浩; 河野 勝己; 海老澤 昇; 押切 雅幸; et al.
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日本原子力研究開発機構は、ITER計画における国内実施機関として、中心ソレノイド(CS)コイル用導体すべての調達を分担する。CS導体は、直径0.8mmの超伝導素線576本と銅素線288を束ねて、49mm角の金属製保護管(ジャケット)に挿入した構造である。導体調達に先立ち、著者らは実規模導体の製作及び性能試験,ジャケット溶接技術開発、及び導体製作手法の確認試験を実施してきた。実規模導体の性能試験では繰返し通電試験によって予想を超える超伝導特性の低下が観測された。性能低下の原因は、本試験における導体長手方向の磁場分布が、実機よりも不均一であることに起因し、実機よりも厳しい運転条件での性能評価が行われたと考えられる。今回、第2回目として、性能低下を考慮して超伝導性能がより高い超伝導素線を用いて導体サンプルを製作して、試験を実施した。その結果、予想通り、導体の性能は高まり、実機では十分な性能を持つことが期待できる。繰返し通電による性能劣化については、実機の運転条件に近いインサートコイル試験により特性を確認する。導体製作技術に関しては、ジャケット溶接試験を完了し、機械試験を実施中である。得られた引張り特性及び破壊靭性値はITERの要求特性を満足することを確認した。
村上 陽之; 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*; 三戸 利行*
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JT-60SA装置の中心ソレノイド(CS)導体は、最大9Tの磁場を受けるため、Nb
Sn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。CS導体の量産に先立ち、超伝導特性の確認を目的に、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、分流開始温度(Tcs)測定試験を実施した。一方、NbSn導体はコイル励磁時に発生する電磁力により、通電を繰り返すうちに特性が低下する恐れがある。そこで、4000回までの繰り返し通電を実施し、Tcsの経時変化の測定を行った。今回実施したTcs試験及び繰り返し通電試験より、CS導体は十分な超伝導特性を持つこと、繰り返し励磁に対して超伝導特性の劣化を示さないことがわかった。以上の結果より、CS導体の設計及び製造プロセスに問題がないことが確認できた。本講演では、Tcs測定試験及び繰り返し通電試験の結果について報告する。
梶谷 秀樹; 村上 陽之; 辺見 努; 小泉 徳潔; 中嶋 秀夫
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ITERトロイダル磁場(TF)コイル及び中心ソレノイド(CS)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がスイスのSULTAN試験装置を用いて、行われている。本試験において、導体の超電導特性が素線単体の性能に基づく予測値に比べて低下する現象が観測された。その要因として、(1)巨大な電磁力による素線の曲げ、あるいは、(2)試験装置特有の電磁力分布による導体内素線の局所的曲げが考えられる。そこで、本研究では、はじめに(1)の通電電流によって発生する巨大な電磁力による素線の劣化をモデル化し、導体内の電流分布を解析した。その結果、(1)の影響のみを考慮した場合は、導体内の大きな電流偏流は発生せず、試験で観測された偏流による大きな電圧値のバラつきは確認されなかった。つまり、試験での電圧値のバラつきの要因としては、(2)素線の局所的劣化が関与している可能性が高いと言える。本影響の定量的評価は今後実施する計画である。
達本 衡輝; 白井 康之*; 塩津 正博*; 成尾 芳博*; 小林 弘明*; 稲谷 芳文*
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内径が6mm,加熱長さが200mmのステンレス製円管発熱体を用いて、0.7MPaの液体水素を強制流動させた場合の熱伝達特性を液温と流速をパラメータとして測定した。非沸騰の熱伝達は加熱長さに関係なく、従来のDittus-Boelter式で表せることがわかった。流速及びサブクールが大きくなると核沸騰限界熱流束は大きくなり、加熱長さの-0.35乗に比例することがこれまでの実験データとの比較により明らかになった。さらに、実験結果は、新たに導出した核沸騰限界熱流束相関式により記述できることを明らかにした。