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千田 豊; 井口 将秀; 中嶋 秀夫
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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、実機製作前の構造物の実規模試作を進めている。実規模試作を行う部材は装置中心側と装置外側の2か所についてコイル容器の製作上で事前確認が必要な部分を選択した。高強度極厚ステンレス鋼の溶接実績は少なく、複雑な構造物を溶接変形を制御しながら製作することが課題であるため、実規模試作による事前検証は極めて有効である。本講演では実規模試作状況とともにこれまでの溶接試験結果について述べ、実規模製作の技術課題とこれまでの検証結果を報告する。
井口 将秀; 齊藤 徹; 河野 勝己; 堤 史明; 高野 克敏; 中嶋 秀夫; 千田 豊
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国際熱核融合実験炉(ITER)のトロイダル磁場(TF)コイルは4Kという極低温で運転され、かつ巨大な電磁力が作用する。これらのことから、TFコイル製造のためには極低温で高強度かつ高靭性な材料の使用が必要不可欠である。また、TFコイルは200mmを超える厚さの部材を使用することから、構造材料の多くが鍛造によって製造される。現在、TFコイルの実規模試作を進めているが、TFコイルの品質を確保するためにも、使用される構造材料の極低温での品質確認試験は必須である。本発表ではこれまで実施したTFコイル構造材料の4K機械特性結果について報告する。
齊藤 徹; 河野 勝己; 濱田 一弥; 井口 将秀; 堤 史明; 高野 克敏; 中嶋 秀夫
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原子力機構では、これまでにITER・トロイダルフィールド(TF)コイル用導体ジャケット材に関する機械強度試験を実施してきた。TFコイル用導体ジャケットの適切な品質管理を実施するうえで、4K(液体ヘリウム温度)環境下での試験片形状が及ぼす引張機械特性への影響を評価することは重要である。コンパクション及び伸び歪み加工・熱処理履歴を有する同一ジャケット材から形状の異なる3タイプの引張試験片を採取し、4K環境下での引張試験を実施した。本発表では、得られた試験結果より試験片形状が引張機械特性へ及ぼす影響について報告する。
濱田 一弥; 布谷 嘉彦; 礒野 高明; 高橋 良和; 辺見 努; 松井 邦浩; 名原 啓博; 河野 勝己; 押切 雅幸; 堤 史明; et al.
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ITER中心ソレノイド(CS)コイル用導体は、外形49mm角で中心穴径32.6mmの矩形の金属製保護管(コンジット)内に直径0.8mmのNb
Sn超伝導素線576本と銅素線288本を束ね合せた撚線を収めた構造のケーブル・イン・コンジット導体である。コンジット材料には、日本が開発した316LNに比較して低い熱収縮特性と優れた疲労亀裂進展速度特性を有する高マンガン鋼(JK2LB鋼)を使用する。導体の最大長は約900mである。原子力機構は、ITER計画における日本の極内機関としてCSコイル用導体すべてに関する素線,撚線,コンジットの調達及び導体製作を担当する。導体の合計長さは約44kmであり、製作した導体は米国に送付され、CSコイルに仕上げられ、ITERに組み込まれる。CSコイル用導体の調達を開始するに先立ち、原子力機構は、長さ4mの導体サンプルを製作し、スイスの大型超伝導試験装置(SULTAN)で性能試験を行い、要求特性を満足することを実証する必要がある。講演では、SULTANでの試験結果及びコンジット材料の特性について紹介し、導体製作に至る状況について報告する。
高野 克敏; 小泉 徳潔; 松井 邦浩; 辺見 努; 中嶋 秀夫
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原子力機構では、TFコイルの製作に向けたラジアル・プレート(RP)の試作を実施している。RPは、高さ13m,幅9m,厚さ10cmの大型構造物を1mm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。RPのセグメント間接続では複雑な溶接条件下で溶接変形を制御しながら製作する必要があるとともに、機械加工によるセグメント製作では合理的製作方法を開発することが求められている。そこで、本試作ではRPセグメント間接続のための溶接性検証試験及び機械加工による各RPセグメントの実規模試作試験を実施した。本講演では、これまでの溶接性試験結果と実規模試作の進捗について報告する。
Sn素線の評価技術名原 啓博; 布谷 嘉彦; 礒野 高明; 小泉 徳潔; 濱田 一弥; 松井 邦浩; 辺見 努; 吉川 正敏*; 宇野 康弘; 押切 雅幸; et al.
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ITER TFコイルに使用されるNbSn超伝導素線に関しては、既に日本はその分担分の約半分の製作を終えており、順調に調達を進めている。その超伝導素線の調達における品質管理として、素線メーカーで測定された超伝導素線性能を原子力機構でも測定し、その品質を確認している。これまでに多くの超伝導素線の性能を調べた結果、素線メーカーの測定値と原子力機構の測定値はおおむね一致しているものの、差異が生じることもあり、その原因について報告する。
小泉 徳潔; 高橋 良和; 布谷 嘉彦; 濱田 一弥; 礒野 高明; 名原 啓博; 松井 邦浩; 辺見 努; 千田 豊; 井口 将秀; et al.
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原子力機構では、ITER計画において、9個のTFコイル,25%のTF導体及びすべてのCS導体の調達を担当している。このうち、日本担当分のTF導体用NbSn線104トンのうち54トンの製作を完了し、また、銅ダミー導体と2本の超伝導導体の試作を経て、実機TFコイル用の34本の導体のうち、7本の導体の製作を完了した。さらに、TFコイル及びその構造物では、実規模試作をメーカーと協力して進めている。加えて、CS導体については、その調達に先立って性能を検証する実規模導体の試験を実施している。
Sn線の曲げによる臨界電流値の劣化解析モデル小泉 徳潔; 村上 陽之; 辺見 努; 中嶋 秀夫
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核融合炉で使用されるケーブル・イン・コンジット(CIC)導体では、巨大な電磁力を受けて、内部の素線が曲げ変形して、臨界電流性能が劣化するという現象が観測されている。本劣化を定量的に評価するためには、素線の曲げ変形と臨界電流性能の劣化を簡易的に評価する解析モデルの構築が必要である。そこで、著者らは、NbSn線を曲げた場合の臨界電流値の劣化を、素線構成材料(NbSn, 銅,ブロンズ, Nb, Ta)の弾性変形に加えて、新たに、銅及びブロンズの塑性変形、フィラメント断線の影響を考慮して計算する解析モデルを開発した。本解析モデルを用いた計算結果と一様に曲げ歪を加えたNbSnの臨界電流値の測定結果を比較し、解析結果がよく一致することを確認した。これにより、モデルの妥当性を検証した。
辺見 努; 松井 邦浩; 小泉 徳潔; 高野 克敏; 中嶋 秀夫
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ITERトロイダル磁場(TF)コイルでは運転期間中の中性子照射量10
n/m
に耐える絶縁材料が要求される。そのため、従来広く用いられているエポキシ樹脂ではなく、耐放射線性が高いシアネートエステル樹脂とエポキシ樹脂の混合樹脂を適用する計画である。原子力機構では、TFコイルの製作技術の実証と最適化を目的として絶縁材に関する試作試験を実施しており、本報告では、TFコイルの絶縁構成を模擬して実施した含浸試験の結果及びGKテープの試作結果について報告する。
松井 邦浩; 小泉 徳潔; 辺見 努; 高野 克敏; 井口 将秀; 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、メーカと協力してい段階的に実施している。これらの試作のうち巻線技術に関して、TF導体の機械特性を把握するための機械試験、及び、1/3規模巻線の試作を実施した。1/3規模巻線は、6ターンのダブルパンケーキ(DP)であり、口出し部及び層間の渡りも模擬している。この1/3規模巻線の試作により、実規模のダミーDPに向けた巻線の製作技術を開発した。
神谷 宏治; 米田 昌生*; 木津 要; 吉田 清
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JT-60SAのヘリウム冷凍機は、超伝導コイル,高温超伝導電流リード,サーマルシールド、及びクライオポンプを冷却する。冷凍機の冷凍能力には、これら機器の熱負荷に、超伝導コイルを超臨界ヘリウムで強制冷却するための循環ポンプの動力が加わる。このため、超伝導コイル冷却循環ループの動力(質量流量
圧力損失)の評価は重要である。JT-60SAヘリウム冷凍機は2つの循環ポンプ(CP)を備え、CP1でEUが製作するトロイダル磁場(TF)コイル及び構造物を、CP2で日本が担当する4つの中心ソレノイイド(CS)と6つの平衡磁場(EF)コイルを冷却する。CP1とCP2の要求圧力損失は120kPaと100kPa以下である。本講演では、CSとEFコイルのCP2に対して質量流量の最適化と圧力損失計算を行い、要求圧力損失を満足したことを報告する。
吉田 清; 土屋 勝彦; 木津 要; 村上 陽之; 神谷 宏治
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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。日本担当の平衡磁界コイル用導体の試作が完了して、量産が開始された。中心ソレノイド用導体はダミー導体の製作が完了した。中心ソレノイドと平衡磁界コイルの詳細設計,製造冶具の製作が完了して、ダミー導体の巻線が開始された。サーマルシールドの試作や、ヘリウム分配システムの設計を実施した。一方、EUの担当するTFコイルと高温超伝導リードの詳細設計が完了して調達合意された。現在、ヘリウム冷凍機の技術仕様の詳細について協議している。本報告では、超伝導コイルと関連機器の製作の現状を説明する。
大西 祥広; 淺川 修二; 市毛 寿一; 星 亮; 神谷 宏治; 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。超伝導コイルへの放射熱の侵入を抑えるため、サーマルシールドを、超伝導コイルの周囲に配置する。サーマルシールドの重力支持は、TFコイルから支持されるため、サーマルシールドから極低温機器への熱侵入を極力抑えつつ、室温のプラズマ真空容器やポートとの間隔を一定に保つ必要がある。また、剛性の小さいサーマルシールドを組立途中に支持する機構や、組立後にサーマルシールド中心側が垂れ下がるのを防止する支持構造などについて報告する。
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*; 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・コンジット導体を用い、複数のパンケーキ巻きコイルをラップ接続し製作される。接続部は、実機運転時に常伝導転移が生じないよう、発熱を抑えた構造で製作する必要がある。これまで実施したプロトタイプの試験より、運転に支障のない程度に発熱が抑えられることがわかっており、基本構造の妥当性は証明されている。一方、実機接続部は発熱抑制のため超伝導導体間の銅を薄くし、また製作性の面から接続部の固定方法を溶接からボルト締結に変更した。これらの設計変更の影響を含め、実機接続部の発熱特性を評価するため、実機と同じ方法で製作したサンプルを用いて、性能評価試験(接続抵抗試験及びACロス測定試験)を日本原子力研究開発機構(JAEA)と核融合科学研究所(NIFS),上智大学が共同で実施した。性能試験の結果、異常な発熱は観測されず製造プロセスに問題がないこと、接続抵抗・ACロスともにプロトタイプより低い値であり実機の接続部に問題なく使用できることが確かめられた。本発表では、これらの性能試験の結果及び発熱特性について報告する。
達本 衡輝; 麻生 智一; 加藤 崇; 大都 起一
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J-PARC核破砕中性子源では、MW級の陽子ビームによる核破砕反応によって発生した高速中性子を超臨界圧水素を用いて冷中性子に減速しビームを供給する。低温水素システムでは、ビーム入射,停止時におけるkWオーダーの過渡的な熱負荷変動による圧力変動が与えられるため、アキュムレータによる容積制御とヒータによる熱補償制御を組合せた圧力制御機構を開発した。昨年の12月に初めて300kW陽子ビームの25Hz試験運転に成功した。この300kW陽子ビーム試験運転時において低温水素システムの動的圧力変動試験を実施し、開発した圧力制御機構の有用性が明らかになった。また、この圧力変動を模擬する数値解析コードを開発し、実験結果を10%以内で表すことができ、1MW時における圧力変動は34kPaと見積れた。この値は設計許容値を十分下回ることが明らかになった。
達本 衡輝; 塩津 正博*; 小林 啓人*; 吉川 浩太郎*; 白井 康之*; 畑 幸一*; 小林 弘明*; 成尾 芳博*; 稲谷 芳文*
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超臨界圧水素(1.5MPa)が内径6mmの電流加熱垂直円管内を上昇する場合の円管内面における強制対流熱伝達を流速(1から12m/s)、流入温度(21Kから33K)を変えて測定した。本実験システムで採用した高精度デジタルはかりによる質量流量測定法の有用性も同時に確認することができた。発熱体表面温度が臨界温度以下の領域では、超臨界圧水素の強制対流熱伝達はDittus-Boelter式とよく一致することが明らかになった。一方、発熱体表面温度が臨界温度以上になるとその強制対流熱伝達特性は劣化し、表面過熱度が100K付近で、再び、その熱伝達特性が改善する現象が見られた。さらに、本研究で得られた実験データをもとに超臨界圧水素の強制対流熱伝達表示式の導出に成功した。