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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.
no journal, ,
量産を開始したITER中心ソレノイド(CS)用超伝導導体の導体性能を初めて評価した。長さ918mの導体を製作する際、撚線先端の5次撚りピッチが450mm(設計値)から530mmに伸長するため、これが導体性能に影響を及ぼし得るかを調べることが重要であった。試験の結果、交流損失への影響はほとんど無いことが分かった。一方、繰返し通電に対して分流開始温度測定時の常伝導転移定義電圧(100
V/m)以下の領域で電圧がより低温で発生する結果を得た。ただ、その量はわずかであり、6万回の繰返し通電を経てもITERの要求性能を満たすため、本導体を実機CSに使用できることを明らかにした。
村上 陽之; 木津 要; 夏目 恭平; 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中心ソレノイドの開発の一環として、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。モデルコイルの試験は、温度計測が冷媒入口と出口のみしかできなかったため、コイル内部の温度分布を測定できなかった。そこで、コイル内の温度分布を解析により計算し、臨界電流の評価を行った。本講演では、モデルコイル試験の概要および温度分布、臨界電流の評価結果について報告する。
諏訪 友音; 名原 啓博; 高橋 良和; 押切 雅幸; 堤 史明; 渋谷 和幸*; 関口 信雄*; 松田 英光*
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ITERの超伝導マグネットは、Nb
Sn素線を用いたケーブルインコンジット導体(CICC)を用いて製作される。CICC製作時にステンレスにNbSn撚線を引き込むが、このとき、撚線が回転することで撚線の後端ではツイストピッチが短くなっていることがわかっている。撚線引き込み中のツイストピッチ変化の挙動を明らかにするために、Cu素線から成る中心ソレノイド撚線と同じ構造のダミー撚線を用いステンレス管への引き込みを行い、撚線引き込み中の長手方向のツイストピッチの分布を調べた。その結果、ツイストピッチは撚線先端の方が後端よりも大きく、先端から後端にかけてほぼ線形なツイストピッチ分布を持っていることがわかった。
木津 要; 村上 陽之; 夏目 恭平; 土屋 勝彦; 小出 芳彦; 吉田 清; 尾花 哲浩*; 濱口 真司*; 高畑 一也*
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JT-60SAの超電導コイル用給電機器が設計され、懸念された製作工程の試作が行われた。熱応力を低減するためのクランク型の電流フィーダの試作が行われ、3mm以内の製作公差で加工された。垂直方向でフィーダジョイント部をはんだ接続するためのコンパクトなツールが開発され、試作ジョイントの接続抵抗は2n
と、目標の5n以下を満足した。フィーダの絶縁材は十分なせん断応力を示した。以上より、電流フィーダとCTBの実機製作が開始可能となった。
吉田 清; 木津 要; 土屋 勝彦; 村上 陽之; 本田 敦; 柏 好敏; 小出 芳彦; 薄井 勝富; 夏目 恭平
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ITERのサテライトトカマクであるプラズマ実験装置JT-60SA装置は、欧州 と日本が共同で製作している。JT-60SA用超電導マグネットと付属設備の実機製作は順調に進捗している。プラズマ真空容器の組立てに先立ち、装置の下部の平衡磁場(EF)コイル3個が完成してクライオスタットの底部に仮置きされた。本報告では、超電導マグネットと付属設備の製作と組立の状況を報告する。
松井 邦浩; 辺見 努; 梶谷 秀樹; 高野 克敏; 安藤 真次; 山根 実; 水谷 拓海; 中野 俊英; 片山 賢治; 井口 将秀; et al.
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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)コイルと、予備1機を含む19個のTFコイル構造物の調達を担当している。これまでに実施してきた実規模試作の結果を踏まえて、実機TFコイル及びTFコイル用構造物の製作に着手した。これまでに、TFコイル第1号機用の5体の巻線を製作し、全ての巻線について導体長さが目標の
0.01%以内であることを確認した。さらに、そのうち1体について超伝導生成熱処理を実施して熱処理による導体の伸縮量を評価し、短尺導体の伸縮量を元に想定した0.060.02%の範囲であることを確認した。また、TFコイル第1号機用構造物のうちA1セグメントの組み立て作業に着手し、本作業を継続して実施しているところである。
夏目 恭平; 村上 陽之; 柳 俊樹; 木津 要; 吉田 清
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JT-60SA計画では超電導コイルに冷媒ヘリウムを分配するためのバルブボックス(VB)と、高温超電導電流リードと電源バスバーとの取り合い部を含むコイルターミナルボックス(CTB)が新たに製作される。VB及びCTB内は真空排気され、内部に設置された配管内に低温(3.6-80K)のヘリウムが循環する。本発表では配管内のヘリウム温度を測定する素子の設置方法について述べる。温度計の精度及び製作性の観点からより適した設置方法を採用するために、後述する二つの設置方法について実環境を模擬した実験を行った。1つは配管内部に井戸の様に導入した細管内に温度センサを設置する方式(ウエル方式)である。もう1つは配管外部に銀蝋溶接された銅ブロック内にセンサを設置する方式(ブロック方式)である。また、参照用として配管内の液体ヘリウムに直接浸漬されているセンサも用意する。実験装置配管内の液体ヘリウムの温度を3.34-5.06Kの範囲で変化させ、計測値を比較・評価した。実験の結果、参照値との差はブロック方式では0-35mk程度、ウエル方式では0-15mK程度となった。両者ともに要求される計測精度範囲(
100mK)に収まっていることから、製作性の比較的良いブロック方式を採用可能であると判断された。
安藤 真次; 高野 克敏; 松井 邦浩; 辺見 努; 梶谷 秀樹; 小泉 徳潔
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トロイダル磁場(TF)コイル巻線部において、ダブル・パンケーキ(DP)はラジアル・プレ-ト(RP)と呼ばれるD形の溝付きステンレス板に超伝導導体を挿入し、カバー・プレート(CP)と呼ばれる蓋を被せ、RPとCPを溶接することで製作される。このDPは、高さ13m、幅9m、厚さ10cmの大型構造物を平面度2mmの高精度で製作することが要求されている。このため、原子力機構は、CP溶接時における高精度、かつ合理的な溶接方法を検証するために、溶接品質確認試験により溶接条件を決定し、実規模試作試験を行い、平面度の要求精度2mm以下を満足する0.8mmの結果を得た。更に実機D型サイズにおける検証を行うためにダミーDPの試作試験に着手しており、その進捗状況について報告する。
高野 克敏; 安藤 真次; 松井 邦浩; 辺見 努; 梶谷 秀樹; 小泉 徳潔
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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で製作することが求められている。このため、原子力機構では、実機製作に先駆けて、実規模サイズによる試作試験を実施した。試作の結果、RPの平面度は要求値である1mm以下を満足するとともに、溝周長公差については、要求値である0.01%を満足し、高精度かつ巻線がRPに挿入可能なRP製作方法を実証することができた。また、試作結果を基に、実機TFコイル第1号機及び第2号機のRP製作を進めている。
梶谷 秀樹; 辺見 努; 水谷 拓海; 松井 邦浩; 高野 克敏; 安藤 真次; 小泉 徳潔
no journal, ,
原子力機構は、ITER計画における日本の国内機関として9個のトロイダル磁場(TF)コイルの調達を担当している。TFコイルの製作ではITERに要求される工程を満足するため、2ライン体制でTFコイルの製作を進めることを計画している。TFコイルの巻線では、導体をD型形状に巻き、その導体を熱処理した後、ラジアルプレート(RP)のD型溝に挿入する。導体をRP溝に挿入するためには、導体長として0.01%以内で管理して巻線することが求められる。これを達成するため、レーザー・マーカーとCCDカメラを用いた高精度測長システムを用いた巻線システムを開発し、この巻線システムを用いて実規模巻線試作を実施した。その結果、0.01%の導体長管理が可能な巻線技術を確立した。
達本 衡輝; 白井 康之*; 塩津 正博*; 堀江 裕輝*; 米田 和也*; 松澤 崇之*; 小林 弘明*; 成尾 芳博*; 稲谷 芳文*
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直接強制冷却方式のCICC(ケーブルインコンジット)超伝導導体内における液体水素の冷却安定性を評価するために、内径8mm、全長が120mmの流路の中心軸上に設置した直径1.2mm、加熱長さ120mmのPtCo製ワイヤヒーターを用いて、指数関数状に連続に加熱した場合のサブクール液体水素の強制流動下における定常および過渡熱伝達特性を圧力0.4MPaおよび0.7MPa、液温21Kの条件下で測定した。流速は0.4m/sから5.5m/sまで変化させた。定常限界熱流束(CHF)は、流速が速い方が大きくなるが、流速条件が1m/sを境にCHFの流速依存性が変化することがわかった。一方、加熱速度が速くなると、核沸騰熱伝達域では、加熱速度の影響はほとんどないが、過渡CHFは、加熱速度が速くなるにつれて大きくなり、液体窒素で報告されているような膜沸騰直接遷移現象による過渡CHFの低下は液体水素の場合ないことがわかった。また、過渡状態におけるCHFは、定常CHFからの上昇分として整理することができ、流速および圧力に依存せず、加熱速度の関数で表されることがわかった。
大都 起一; 達本 衡輝; 麻生 智一; 川上 善彦
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J- PARC低温水素システムでは、陽子ビームの入射・停止時における大きな圧力変動を抑制するために、ヒータによる熱補償制御とアキュムレータによる容積変動制御を併用したJ-PARC独自の圧力制御機構を採用している。2010年に1号機アキュムレータでリークが見つかった際に暫定的に導入した2号機アキュムレータでは、ベローズ部の耐圧性能が0.96MPaと設計圧力(2.0MPa)より低いことと、伸縮時の大きなヒステリシスによる寿命の低下につながり得ることが欠点であった。そこで、ベローズ部の耐圧性能を高め、組み立て後の水平精度を1度以下に抑え込むことにより伸縮時のヒステリシスがほとんど生じないように改良した。さらに、分割型構造を新たに採用し、狭い真空断熱容器内での設置作業性を平易化し、交換に要する作業期間を従来の半分以下に短縮できた。300kW陽子ビームを用いた特性試験を行った結果、設計どおりの性能を有することを確認した。
