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井口 将秀; 櫻井 武尊; 森本 将明*; Hong, Y.-S.*; 稲垣 隆; 田中 信彦; 中平 昌隆; 辺見 努; 松井 邦浩; 小泉 徳潔
no journal, ,
原子力機構は、これまでに実施してきたITER TFコイル構造物の製作技術を検証する中規模及び実規模の試作結果を基にTF構造物製作要領を策定し、2012年8月にTFコイル構造物の第1号機の製作を開始した。第1製作ステップである溶接によってコの字形状を製作するステップでは、試作試験結果から設定した管理値が
10mmの溶接変形量であるのに対し、最大+3.7mmの溶接変形に抑えることに成功した。この結果から、試作試験結果から決定した製作方法の妥当性が確認できたことから、2号機目以降の製作を部分的に開始している。第1製作ステップ以降についても、試作試験で策定した製作要領の妥当性を第1号機で確認した後に、次号機以降の製作を開始する予定である。
吉田 清; 夏目 恭平; 木津 要; 土屋 勝彦; 村上 陽之; 小出 芳彦
no journal, ,
ITERのサテライトトカマクとして、プラズマ実験装置JT-60SA装置は、欧州と日本が共同で機器を製作している。JT-60SAのトロイダル磁場コイルとポロイダル磁場コイルは、すべて超伝導マグネットで構成されている。超伝導マグネットを極低温に維持するための極低温設備は、ヘリウム冷凍機、高温超電導電流リード、サーマルシールドなどが必要で、それらの機器の製作状況を紹介する。
菅野 未知央*; 町屋 修太郎*; 菖蒲 敬久; 城 鮎美; 中本 建志*
no journal, ,
低温引張システムを開発し、SPring-8において超伝導線材の初めての低温引張試験を実施した。2m長の高純度アルミ可とう導体を用いた伝導冷却により、引張装置部分を小型、軽量化しつつ、試料部を25Kまで冷却できることを確認した。さらに、放射光を用いたREBCO線材の低温引張ひずみ測定にも成功した。
櫻井 武尊; 井口 将秀; 齊藤 徹; 中平 昌隆
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原子力機構は、ITER計画において、9個のトロイダル磁場コイル(TFコイル)と19個のTFコイル構造物の調達を担当している(予備1個を含む)。TFコイル構造物は、D型形状の超伝導巻線を格納する高さ16.5m、幅9mの超大型で複雑な構造物本体と、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。TFコイル構造物用材料は、原子力機構が品質検証試験を実施した、窒素を添加し液体ヘリウム温度(-296
C: 4K)での高強度を確保したオーステナイト系ステンレス鋼を、鍛造又は熱間圧延によって製造する。原子力機構では、4Kにおける引張特性を予測する関係式を開発し、この考え方を基にした品質保証を実施しているが、これに加えて、実機TFコイル構造物材料の品質確認と極低温における機械特性把握のため、製造した鍛造材又は熱間圧延材に4K引張試験を実施している。本稿では、これら4K引張特性の評価結果について報告する。
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*; 茂田 宏樹*; et al.
no journal, ,
ケーブルインコジット導体(CICC)のような直接冷却方式の超伝導導体内の冷却特性を解明するために、円管流路内の中心軸上にPtCo製の直径1.2mm、長さ60mmから200mmのワイヤ発熱体を用いて、サブクール液体水素の強制流動下における核沸騰限界熱流束を測定した。圧力条件は0.4MPaから臨界圧力よりわずかに低い1.1MPaまでとし、流速をパラメータとして16m/sの範囲まで変化させた。非沸騰域の熱伝達はDittus-Boelter式で予測される値と一致したが、流速が遅い領域では層流と自然対流の影響のため、実験結果は従来の相関式より大きくなった。核沸騰熱伝達は同一圧力条件下では流速に依存しないが、圧力が高くなるにつれて向上した。強制対流下での核沸騰の限界値であるDNB熱流束は円管の場合と同様に低流速域では流速に比例し、高流速域側では、その増加傾向は小さくなった。このしきい値とDNB熱流束の流速依存性はウェーバー数(We)で整理でき、代表長さに加熱等価直径を用いることにより、既に円管で導出したDNB熱流束相関式で実験結果を記述できることを確認した。