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礒野 高明; 河野 勝己; 布谷 嘉彦; 高橋 良和; 奥野 清
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原子力機構では、ITERの国内機関としてTFコイル用導体やCSコイル用導体の調達を行っている。TF導体は磁場11.8T, 通電電流68kA, 動作温度5.0Kで運転し、CS導体は、磁場13T, 通電電流40kA, 動作温度4.5Kで運転する。この導体の性能試験は、スイスのサルタン試験装置を用いて行ってきた。一方、インサート・コイルは、直径1.5m, 約9ターンのソレノイドコイルで、原子力機構が保有するITER共通試験装置のCSモデルコイル内に設置して試験する。サルタン試験における高磁場部が約0.4mであるのに対し、インサート・コイルは10m以上のあり、より信頼性のある試験が期待できる。試験では、定格通電試験、分流開始温度(Tcs)測定、繰返し通電によるTcsの変化、温度サイクルによるTcsの変化測定を予定している。
Sn超伝導導体の性能試験名原 啓博; 諏訪 友音; 辺見 努; 梶谷 秀樹; 尾関 秀将; 櫻井 武尊; 井口 将秀; 布谷 嘉彦; 礒野 高明; 松井 邦浩; et al.
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ITER中心ソレノイド(CS)用超伝導導体は全て日本が調達する。その超伝導性能を確認するため、実規模導体試験装置(SULTAN)を用いて短尺試作導体サンプルの試験を行った。CSはパルス運転を行うため、超伝導導体に最大6万回の繰り返し負荷が加わるが、SULTANを用いて評価した結果、分流開始温度が繰り返し負荷数に対して低下しないことを確認した。また、従来の導体サンプルに比べて交流損失を30
50%程度低下できたことを確認した。これにより、CS用超伝導導体性能に関する知見を深めると共に、その信頼性を向上することができた。
松井 邦浩; 山根 実; 辺見 努; 梶谷 秀樹; 高野 克敏; 安藤 真次; 小泉 徳潔
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原子力機構は、ITER計画における日本国内機関として、9個のトロイダル磁場(TF)コイルの調達を担当しており、実機コイルの製作に先駆けて製造設計、実規模試作、TFコイル製作装置の製作をメーカと協力して進めている。この中で
0.01%の巻線精度が要求される巻線製作に関して、巻線製作装置の製作を行うとともに、TF導体を用いて実規模の試巻線を実施し、0.01%の巻線精度で管理できることを確認した。これらの結果を踏まえて、模擬導体を用いたダミー・ダブル・パンケーキ用の巻線の製作を実施し、0.01%以下での導体長さの管理を達成した。
山根 実; 松井 邦浩; 梶谷 秀樹; 辺見 努; 高野 克敏; 安藤 真次; 小泉 徳潔
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原子力機構は、ITER計画における日本国内機関として、9個のトロイダル磁場(TF)コイルの調達を担当しており、実機コイルの製作に先駆けて製造設計,実規模試作, TFコイル製作装置の製作をメーカと協力して進めている。この中でTFコイル巻線の超伝導生成熱処理による導体伸縮量及び巻線形状の変化を把握するために、熱処理サンプルによるTF導体熱処理試作を実施した。試作サンプルは導体表面に実機と同一仕様のブラスト処理(Ra=6.3
m)を施したものを使用し、熱処理による伸びとして直線部を模擬した直状導体サンプルで約0.05%、曲線部を模擬した曲状導体サンプルで約0.08%の伸びが測定された。この伸び量はTFコイル1ターンあたりでは25mm程度の伸びに相当する。熱処理後の巻線を寸法裕度の小さいラジアルプレート(RP)の溝に精度良くはめ込むためには熱処理前の巻線形状設定へ反映させる必要があり、そのためのデータを取得できた。報告では、熱処理前後の巻線形状の計測方法、および熱処理後の巻線をRP溝に挿入するトランスファー工程に関する装置とその試験結果についても報告する。
高野 克敏; 安藤 真次; 松井 邦浩; 小泉 徳潔
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原子力機構は、国際熱核融合炉(ITER)計画の国内機関として、トロイダル磁場(TF)コイルの製作を担当する。TFコイルの巻線部に使用されるラジアル・プレート(RP)は、超伝導生成熱処理された導体を収納するため、高さ13m, 幅9m, 厚さ10cmの大型構造物であるにも拘らず、数mmの高精度な製作公差が求められている。また、ITER計画における製作工程を満足するため1枚のRPは数週間ピッチで製作する必要がある。このため、原子力機構では、高精度で合理的なRPの製作方法を策定するための試作試験を進めてきた。試作の結果、製作公差,製作工程を満足する合理的かつ高精度な製作技術の開発に成功し、実機RPの製作方法に目途を立てることができた。
辺見 努; 山根 実; 梶谷 秀樹; 松井 邦浩; 高野 克敏; 安藤 真次; 小泉 徳潔
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原子力機構は、ITER計画における日本国内機関として、9個のトロイダル磁場(TF)コイルの調達を担当しており、実機コイルの製作に先駆けて製造設計、実規模試作及びTFコイル製作装置の製作をメーカと協力して進めている。この中で、TFコイル巻線を冷却するために、超臨界圧ヘリウムを導入する冷媒入口部の試作を実施した。冷媒入口部には3万回の繰り返し電磁力が加わるため、これに耐える機械特性を有することが要求される。このため、溶接品質を含む冷媒入口部の製作方法の確立を行うとともに、4Kにおける2体の実規模試験体について疲労試験を行い、TFコイルの運転条件である0.1020.023%の歪を加え、合格基準である26万回の疲労試験に耐えることを確認した。
梶谷 秀樹; 辺見 努; 松井 邦浩; 山根 実; 小泉 徳潔; 尾花 哲浩*; 濱口 真司*; 高田 卓*; 力石 浩孝*; 夏目 恭平*; et al.
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ITER TFコイルでは、ダブル・パンケーキ間の導体は、ジョイント部で電気的に接続される。そのジョイント部の性能を検証することを目的として、2本のTF導体で構成され実機TFコイルと同様のジョイント部を有する試験サンプルを製作し、NIFS(核融合科学研究所)が所有する大型導体試験装置を用いて、ジョイント部の運転条件である68kAの電流、及び、2T以上の磁場の条件でジョイント抵抗を測定した。その結果として、1n
程の十分に低い抵抗値を得られ、ITERの要求値である3nを満足した。
佐浦 啓介*; 尾花 哲浩*; 高田 卓*; 夏目 恭平*; 濱口 真司*; 力石 浩孝*; 高畑 一也*; 今川 信作*; 梶谷 秀樹; 辺見 努; et al.
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核融合科学研究所の大型導体試験装置を用いて、ITER-TFコイル用ジョイントの接続抵抗測定を行った。電流リードと導体サンプルを接続する銅ブスバーの発熱を定格68kA通電時に100W程度に低減するため、高温超伝導ブスバー(Bi2212線材: 住友電工)を銅ブスバーに並列に取り付けた。ロゴスキーコイルを用いて各ブスバーの電流を測定し、68.1kA通電時に高温超伝導ブスバーが約20kAを分担しており、銅ブスバーの抵抗発熱が銅ブスバーのみの場合の60%程度に低減されていることを確認した。
櫻井 武尊; 井口 将秀; 中平 昌隆; 峯村 敏幸*; 柳 寛*; 大勢持 光一*
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原子力機構では2012年8月からTFコイル構造物の調達を進めており、現在、実規模試作,実機材料調達が実施されている。TFコイル構造物は高さ16.5m, 幅9mのD型形状の超伝導巻線部を格納するサブアッセンブリと、TFコイル及び他の機器とを接続する付属品で構成される。サブアッセンブリはベーシックセグメントを溶接接合することで製作するが、TFコイル構造物の最終寸法公差には2mm(約1/8000)以下という厳しい公差が要求されているため、公差達成のためには、溶接後にTFコイル構造物を機械加工する必要がある。そのため、合理的な製造のためには、ベーシックセグメントでの詳細な溶接変形を把握し、機械加工量を低減することが重要である。フェーズIIと呼ばれるTFコイル構造物製作前段階の試作試験では、初期強制による溶接変形制御を実施し、片側狭開先TIG溶接で所定深さまで溶接を実施し、その後に拘束冶具を設置し、溶接変形を抑える方法が実施され、実機TFコイル構造物が製作可能であることを示した。しかし、より合理的にTFコイル構造物を製作するためには、溶接変形を更に抑える必要がある。そのため、原子力機構では更なる溶接変形低減のため、B3セグメントを模擬した外側実機大構造物において、溶接中に制御可能な両側狭開先TIG溶接での変形抑制の可能性を検討し、適用した。本稿では、TFコイル構造物の調達活動の進捗の概要を紹介するとともに、上記の実規模試作結果について報告する。
高橋 良和; 名原 啓博; 布谷 嘉彦; 諏訪 友音; 堤 史明; 押切 雅幸; 尾関 秀将; 渋谷 和幸*; 河野 勝己; 川崎 努*; et al.
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ITER中心ソレノイドの導体用撚線は、撚りピッチが短い導体は電磁力の繰り返し負荷に対する超伝導性能の低下がないことは既に報告した。撚りピッチが短い撚線は撚り合わせて圧縮成形する前の外径が大きくなるため、圧縮成形作業において圧縮率が高くなり、素線の変形を小さくする必要がある。このため、撚りピッチを最適化するための試作を行った。その結果、素線のダメージ(変形)は画期的に小さくなった。並行して、人工的に変形を施した素線のIcを測定し、変形のIcへの影響を測定した。両者の結果より、Icが低下しない撚線を開発することができたので実機撚線の製作を開始した。また、この撚線の機械的特性を引張試験により評価した。試作状況,機械的特性と合わせて、実機撚線の製作状況を報告する。
小泉 徳潔; 中平 昌隆; 松井 邦浩; 辺見 努; 梶谷 秀樹; 櫻井 武尊; 高野 克敏; 山根 実; 安藤 真次
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日本におけるITER TFコイルの調達の進捗を報告する。日本では、2014年初めにTFコイル第一号機の巻線着手を計画しており、これを実現するための実規模試作の計画及び進捗について説明する。加えて、二号機以降のTFコイルの調達計画について、平成25年度中に契約を完了させる計画であることも報告する。
神谷 宏治; 大西 祥広; 古川 真人; 吉田 清
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JT-60SAサーマルシールド(TS)は、真空容器側サーマルシールド(VVTS)、ポート側サーマルシールド(PTS)、およびクライオスタット側サーマルシールド(CTS)という主要3部品で構成されており、各部品がさらに複数のパネルで構成されている。各パネル同士は、60mmの隙間でカプラと呼ばれる接続部品で相互締結されている。クライオスタットやプラズマ真空容器からの放射を遮蔽するため、JT-60SAではこの隙間をステンレスの薄板(放射カバー)で覆う。本研究では電気絶縁された放射カバーの機械試験について報告する。またJT-60SAでは、トロイダル磁場コイル(TFC)の重力支持の下端温度は室温であるため、支持途中に80Kの熱アンカーを設けCTSに接続する。TFCとTSは電気絶縁されるため、熱アンカーもサファイアを挿入して電気絶縁する計画である。本講演では、サファイアを介した伝熱および耐電圧試験結果について報告する。
吉田 清; 土屋 勝彦; 木津 要; 村上 陽之; 神谷 宏治; 小出 芳彦
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ITERのサテライトトカマクとして、JT-60SA用超伝導マグネットはEUと日本の共同で製作する計画である。超伝導マグネットと設備の機器は、設計が完了して製作が開始された。CSとEFコイル用導体は、2010年から超伝導導体の量産を開始した。EFコイルの製作は、2012年末にEF4コイルは完成して、2013年末にEF5コイルとEF6コイルが完成する予定でコイル製作は順調に行われている。一方、Nb
Sn導体を用いた超伝導コイルの製造を確認するためのCSモデルコイルが完成し、試験が開始された。TFコイル用導体製作は、2011年から素線製作を開始し、導体組立も2012年から開始して、現在まで36本の導体を製作した。TFコイルは、製作治工具の準備が完了して、最初のTFコイル巻線を開始した。ヘリウム冷凍機(4.5Kで約9KW)の機器設計は完了して、機器の製作と機器を収納する建屋の建設が開始された。フィーダーは機器仕様が確定したので、HTS電流リードは製作が開始された。以上のように、各方面の創意工夫で、コスト削減の問題も解決して、順調に製作が開始された。
村上 陽之; 木津 要; 神谷 宏治; 土屋 勝彦; 小出 芳彦; 吉田 清; 尾花 哲浩*; 高畑 一也*; 濱口 真司*; 力石 浩孝*; et al.
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JT-60SA中心ソレノイド(CS)の製作方法の妥当性を確認するため、実機と同じ導体・製作治具を用いてモデルコイルを製作し、極低温における通電試験を実施した。モデルコイルは実機と同じ曲げ半径で巻線し、実機と同等の熱処理を行った。電流リードとの接続に用いる電流フィーダとモデルコイル本体は、実機CSに用いるバットジョイントにより接続し、接続部の評価も同時に実施できる構造とした。モデルコイルの通電試験は、核融合科学研究所(NIFS)の大型試験装置を用いて実施した。試験は臨界電流測定、接続抵抗測定および圧力損失測定を実施した。試験の結果、臨界電流値,接続抵抗値,圧力損失はいずれも要求値を満足し、CSの製作方法に問題が生じていないことを明らかにした。本講演では、今回実施した試験の概要および結果について報告する。
川原 譲*; 山本 侑祐*; 中村 一也*; 高尾 智明*; 谷貝 剛*; 村上 陽之; 吉田 清; 夏目 恭平*; 濱口 真司*; 尾花 哲浩*; et al.
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JT-60SA用中心ソレノイド(CS)の接続にバットジョイントを用いる。バットジョイントはコンパクトなジョイントであるため、ジョイントを通る超臨界ヘリウム(SHe)の流量が限定され、冷却効率が下がってしまう。そのため、熱的に不安定となりジョイント部からクエンチが生じてしまう恐れがある。安定性評価のため実施した接続部サンプルの通電試験の結果、バットジョイントがクエンチした際のSHe温度はSHe流量に依存することが分かった。しかし、試験では限られた条件しか測定を実施できなかったため、クエンチ時のSHe温度とSHe流量の一般的な関係は明らかにできていない。そこで、有限要素法を用いてバットジョイント内の熱解析を行い、バットジョイントの熱的安定性を統一的に評価した。解析結果から、接続部の抵抗による発熱が定格の10倍となった場合でも安定して通電できることを示し、JT-60SAに用いるバットジョイントが非常に高い安定性を持つことを明らかにした。
布谷 嘉彦; 高橋 良和; 押切 雅幸; 堤 史明; 名原 啓博; 高村 淳; 中瓶子 伸二; 渋谷 和幸*; 諏訪 友音; 松田 英光*
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国際合意されたITERの日本調達分担に基づき、日本原子力研究開発機構はITER超伝導導体の製作を行っている。日本はトロイダル磁場(TF)コイル用導体と中心ソレノイド(CS)用導体の製作を担当しており、TF導体では415mと760mの導体をそれぞれ9本及び24本、またCS導体では613mと918mの導体をそれぞれ7本及び42本製作している。導体はステンレス製コンジットを用いたCICであり、TF導体の製作は残り2本となっており、CS導体についてはこれから本格的に製作を開始するところである。導体製作では直状のジャケット管に撚線を引き込む方式を用いているが、引き込みの結果、撚線のツイストピッチが伸展するなど、当初では予期しなかった導体製作上の問題点とその対処及び導体製作の進捗について紹介する。