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論文

Optimization of heat treatment of Japanese Nb$$_3$$Sn conductors for toroidal field coils in ITER

名原 啓博; 辺見 努; 梶谷 秀樹; 尾関 秀将; 諏訪 友音; 井口 将秀; 布谷 嘉彦; 礒野 高明; 松井 邦浩; 小泉 徳潔; et al.

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 24(3), p.6000605_1 - 6000605_5, 2014/06

ITERトロイダル磁場コイル用Nb$$_3$$Sn超伝導導体は、超伝導物質であるNb$$_3$$Snを生成するための熱処理を必要とし、その熱処理パターンによって導体性能が変わり得る。そこで、従来の熱処理パターンで得られていた導体性能に比べ、熱処理パターンの最適化による導体性能の向上を試みた。まず、導体を構成する超伝導素線を対象とし、臨界電流,ヒステリシス損失,残留抵抗比に関して、最適な熱処理パターンを見いだした。次に、その最適な熱処理パターンを短尺の導体サンプルに適用し、実規模導体試験装置を用いて導体性能の試験を行った。その結果、繰返し負荷に対する分流開始温度の低下度合いは、従来の熱処理パターンに比べて小さく抑えることができた。また、交流損失は従来の熱処理パターンとほぼ同じ値を維持することができた。本試験で用いた導体サンプルは、ITERの調達取り決め(PA)における量産段階の導体から切り出したものであり、ともにPAの合格基準を満足することができた。

論文

Investigation of strand bending in the He-inlet during reaction heat treatment for ITER TF Coils

辺見 努; 松井 邦浩; 梶谷 秀樹; 奥野 清; 小泉 徳潔; 石見 明洋; 勝山 幸三

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 24(3), p.4802704_1 - 4802704_4, 2014/06

 パーセンタイル:100(Engineering, Electrical & Electronic)

原子力機構はITER計画において9個のトロイダル磁場(TF)コイルの製作を担当する。TFコイルの巻線はNb$$_{3}$$Sn超伝導導体、ジョイント部及び冷媒入口部等から構成される。冷媒入口部近傍の超伝導導体は7Tの磁場中で68kAの電流容量が求められ、高い超伝導性能が要求され、Nb$$_{3}$$Sn素線の曲げ等による劣化を避ける必要がある。冷媒入口部では、超伝導体を生成するための熱処理において、ステンレス鋼製のジャケットとNb$$_{3}$$Sn撚線の熱膨張率の違いにより、圧縮方向の熱残留歪が生じる。また、ヘリウムを導入するために撚線とジャケットとの間に隙間が生じるが、熱残留圧縮歪により、この隙間においてNb$$_{3}$$Sn素線が座屈して曲げが生じ、超伝導性能が劣化する可能性がある。そこで、Nb$$_{3}$$Sn素線に曲げが生じた場合に変化する熱処理中の冷媒入口部の伸び及び熱処理後のジャケットの熱残留歪を測定し、素線の曲げの発生状況を調査した。加えて、原子力機構(大洗)の照射燃料集合体試験施設(FMF)に設置された高解像度X線CTを用いた非破壊検査による詳細な素線の曲げ観察を実施した。以上をまとめて、冷媒入口部近傍のNb$$_{3}$$Sn素線の曲げの発生状況を調査した結果について報告する。

論文

Establishment of production process of JK2LB jacket section for ITER CS

尾関 秀将; 濱田 一弥; 高橋 良和; 布谷 嘉彦; 河野 勝己; 押切 雅幸; 齊藤 徹; 手島 修*; 松並 正寛*

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 24(3), p.4800604_1 - 4800604_4, 2014/06

 被引用回数:12 パーセンタイル:29.88(Engineering, Electrical & Electronic)

JAEA is in charge of procuring Center Solenoid (CS) conductor in ITER project. CS conductor is Cable-In-Conduit type, and conduit is also called jacket. The cross-sectional shape of CS jacket is circle-in-square type, whose outer dimension is 51.3 mm and inner diameter is 35.3 mm. The length of one CS jacket section is 7 m, and the necessary total length of CS conductor is about 43 km. CS coil is expected to suffer high electro-magnetic force, so JAEA developed JK2LB, which is modified stainless steel expected to better characteristics of fatigue and thermal contraction in 4 K than SUS316LN, in cooperate with Kobe Steel, Ltd. The remaining problem was to establish production process of jackets which satisfy dimensional and mechanical requirement in ITER consistently, and also, Non-Destructive Examination (NDE) by ITER-original criteria. To carry out the R&D for above, production of dummy CS jackets were executed and these jackets were fabricated successfully. The results are reported.

論文

Cabling technology of Nb$$_3$$Sn conductor for ITER central solenoid

高橋 良和; 名原 啓博; 尾関 秀将; 辺見 努; 布谷 嘉彦; 礒野 高明; 松井 邦浩; 河野 勝己; 押切 雅幸; 宇野 康弘; et al.

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 24(3), p.4802404_1 - 4802404_4, 2014/06

 被引用回数:16 パーセンタイル:22.38(Engineering, Electrical & Electronic)

ITER計画において、原子力機構は中心ソレノイド(CS)コイル用導体の調達を担当している。導体の単長は最大910mであり、通電電流値は13Tの磁場中において40kAである。導体はケーブル・イン・コンジット型と呼ばれるもので、576本のNb$$_3$$n素線と288本の銅素線で構成される撚線を、矩形の中に円形の穴がある高マンガン鋼(JK2LB)製ジャケットに挿入し、ジャケットを圧縮成型したものである。撚線は5段階の撚線で構成され、6本の4次撚線を中心チャンネルの周りに撚り合せたものである。最近、従来の設計より短い撚りピッチの撚線の導体が短尺導体試験(サルタン試験)において繰り返し通電による超伝導性能劣化がない非常に良い特性を示した。しかし、撚りピッチが短いため、同じ外径の撚線を製作するには、より大きなコンパクションを撚線製作時に加える必要があるので、コンパクション・ローラを工夫し、超伝導素線へのダメージを小さくする必要がある。本講演では、この短い撚りピッチの撚線の製作技術及び素線へのダメージの検査方法などについて報告する。

論文

Progress of manufacturing trials for the ITER toroidal field coil structures

井口 将秀; 森本 将明; 千田 豊*; 辺見 努; 中嶋 秀夫; 中平 昌隆; 小泉 徳潔; 山本 暁男*; 三宅 孝司*; 澤 直樹*

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 24(3), p.3801004_1 - 3801004_4, 2014/06

 被引用回数:5 パーセンタイル:55.09(Engineering, Electrical & Electronic)

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から成り、サブアッセンブリはベーシックセグメントを溶接で接合し製作する。TFコイル構造物製作前段階の試作試験では、実機ベーシックセグメントと同形状の試験体を、強拘束溶接治具による溶接変形制御方法を適用した片側狭開先溶接により試作し、本溶接制御手法によるTFコイル構造物の製作に目途を立てた。しかし、TFコイル構造物は最終寸法公差2mm以下という厳しい公差が要求されており、溶接後に機械加工が必須となる。このため、より合理的な製造のためには、より少ない溶接変形でTFコイル構造物を製作し、機械加工量を低減することが重要である。そこで、これまで適用されてこなかった両側狭開先を適用したバランス溶接による溶接変形制御方法の確立を目的とし、実規模ベーシックセグメント試作により、その溶接制御方法について検討を行った。本試作結果から、両側狭開先溶接を適用することで、ベーシックセグメント製作における溶接変形を低減でき、合理的にTFコイル構造物を製作できる見通しを得た。本発表では以上の結果について報告する。

論文

Mass production of superconducting magnet components for JT-60SA

吉田 清; 村上 陽之; 木津 要; 土屋 勝彦; 神谷 宏治; 小出 芳彦; Phillips, G.*; Zani, L.*; Wanner, M.*; Barabaschi, P.*; et al.

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 24(3), p.4200806_1 - 4200806_6, 2014/06

 被引用回数:11 パーセンタイル:32.31(Engineering, Electrical & Electronic)

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$$_{3}$$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。

論文

Development and test of JT-60SA central solenoid model coil

村上 陽之; 木津 要; 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*; 夏目 恭平*; et al.

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 24(3), p.4200205_1 - 4200205_5, 2014/06

 被引用回数:17 パーセンタイル:20.85(Engineering, Electrical & Electronic)

JT-60SAの中心ソレノイドは、ひずみに弱いNb$$_{3}$$Sn素線を用いたケーブル・イン・コンジット導体を用いて製作される。中心ソレノイドモデルコイルは、実機製作を開始する前にコイル巻線や接続部の製作方法の妥当性を検証するために製作し、極低温において通電試験を行った。モデルコイルは4層のパンケーキコイルからなり、内径や外径、絶縁構成などは実機と同じである。実機製作に使用される治具用い、実機と同等の手順で製作した。モデルコイルは、核融合科学研究所のコイル試験装置を用いて極低温において通電試験を行った。試験の結果、圧力損失や臨界電流値,接続抵抗値は要求性能を満たすことが確かめられ、Nb$$_{3}$$Snマグネットの製作方法が確立できた。本論文では、中心ソレノイドモデルコイルの仕様及び製作方法、試験について報告する。

論文

Thermal stability of butt joint for CS conductor in JT-60SA

高尾 智明*; 川原 譲*; 中村 一也*; 山本 侑祐*; 谷貝 剛*; 村上 陽之; 吉田 清; 夏目 恭平*; 濱口 真司*; 尾花 哲浩*; et al.

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 24(3), p.4800804_1 - 4800804_4, 2014/06

 被引用回数:3 パーセンタイル:68.24(Engineering, Electrical & Electronic)

JT-60SAの中心ソレノイド(CS)は、6つの8層パンケーキコイルと1つの4層パンケーキコイルから構成される。パンケーキコイル間の接続は、プラズマへ供給する磁束を大きくするために、省スペースで設置が可能なITER-EDAのCSモデルコイルで開発された突合せ接続により行われる。本研究ではCS用突合せ接続サンプルを用いて、通電電流値,超臨界圧ヘリウム(SHe)流量, SHe圧力,外部磁場を変化させクエンチ温度(Tq)を測定した。また有限要素法(FEM)解析ソフトCOMSOL Multiphysicsを用いてCS突合せ接続内の温度上昇及び温度分布の数値計算を実施した。これらの試験と解析の結果、CS突合せ接続部はSHe流量が減少しても安定に運転できることがわかった。本論文では、Tq測定試験やFEM解析モデル及びCS接続部のTqとSHe流量の評価結果について報告する。

論文

Field measurement of pulse steering magnet for J-PARC 3 GeV rapid cycling synchrotron

谷 教夫; 高柳 智弘; 植野 智晶; 原田 寛之; Saha, P. K.; 富樫 智人; 堀野 光喜; 林 直樹

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 24(3), p.0504004_1 - 0504004_4, 2014/06

 被引用回数:3 パーセンタイル:68.24(Engineering, Electrical & Electronic)

パルス補正電磁石は、MLFとMRへの各加速サイクルでペイントエリアの入射点を変えることで必要なサイズのビームを供給し、さらに将来、400MeVでの入射ビームを同じ位相空間に入射して軌道確認できる機能を持つように開発された電磁石である。前者はペイント入射として台形波の電流パターンでパルス励磁され、後者がセンター入射として直流で励磁される。パルス補正電磁石の直流磁場の測定では、おもに電磁石の励磁特性と磁場の均一性について確認し、設計値を十分に満たしていることがわかった。また、リング軌道への影響を評価する漏れ磁場測定では、漏れ磁場によりCODが2.7mmと大きい。しかし、実際には隣接するリング軌道上の電磁石によるシールド効果により、その影響は低減されることがわかった。パルス磁場の測定では、測定波形に渦電流の影響が見られた。磁場の主成分と渦電流成分を分離する解析手法やビームへの影響を評価した。パルス補正電磁石は、すでにビームラインに据え付けられ、ビームの振り分け電磁石として入射部でのロスを低減し、機能的な運転を実現させている。本発表では、パルス補正電磁石で行われたこれらの磁場測定結果について報告する。

論文

Comparison of the pulsed power supply systems using the PFN switching capacitor method and the IGBT chopping method for the J-PARC 3-GeV RCS injection system

高柳 智弘; 植野 智晶; 堀野 光喜; 富樫 智人; 林 直樹; 金正 倫計; 入江 吉郎*

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 24(3), p.3800905_1 - 3800905_5, 2014/06

 被引用回数:3 パーセンタイル:68.24(Engineering, Electrical & Electronic)

J-PARC 3GeV RCSの入射エリアにあるペインティング入射用偏向電磁石のパルス電源を設計して製作した。シフトバンプ電磁石とパルス偏向電磁石は台形波形の出力電流を出力し、そのフラットトップ部分がビーム入射に使用される。水平と垂直のペイントバンプ電磁石は、減衰波形を使用して動的にビーム軌道を変更する。PFN方式はフラットトップ部に電流リプルを作らないが、IGBTチョッピング方式は、スイッチングによる電流リプルが生じてしまう。しかしながら、IGBTチョッピング方式は、要求された任意波形を形成することできる有利な点を持っている。回路構成,スイッチングノイズ,波形形成の制御における2つのシステムの比較について述べる。適材適所で電源を開発し運用することで、ビーム試験と運転を効率的に実施することが可能となり加速器施設の稼働率が上がる。これにより、J-PARC加速器の長期的な安定運転が可能となる。

論文

Design and preliminary performance of the new injection shift bump power supply at the J-PARC 3-GeV RCS

高柳 智弘; 林 直樹; 金正 倫計; 植野 智晶; 富樫 智人; 堀野 光喜; 入江 吉郎*

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 24(3), p.0503504_1 - 0503504_4, 2014/06

 被引用回数:5 パーセンタイル:55.09(Engineering, Electrical & Electronic)

リニアックの400MeVアップグレードに合わせて、J-PARC 3GeVシンクロトロンにおける入射用シフトバンプ電磁石の新しい電源を開発した。この電源は、現在の1.6倍になる最大で32kAの出力が要求されている。さらに、ビームロスの低減のために、10kAから32kAの出力範囲において、電流リプルと偏差をそれぞれ0.2%以下にしなければいけない。現在のIGBTチョッピングシステムによる電源は、スイッチングによって連続的にリプルを発生させてしまう。そのため、電源の回路方式を、IGBTチョッピングシステムから、コンデンサーのスイッチングによるPFN方式へと変更した。電源は16バンクで構成され、1バンクあたり最大2kAで14kVを出力できる。現在は4バンクまで製作され、工場で特性試験を実施している。この設計と試験結果について報告する。この電源が完成すると、余計なロスが低減され、3GeVシンクロトロンは安定して運転することが可能になる。

論文

Experimental qualification of the hybrid circuit breaker developed for JT-60SA quench protection circuit

Maistrello, A.*; Gaio, E.*; Ferro, A.*; Perna, M.*; Panizza, C.*; Soso, F.*; Novello, L.*; 松川 誠; 山内 邦仁

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 24(3), p.3801505_1 - 3801505_5, 2014/06

 被引用回数:10 パーセンタイル:34.98(Engineering, Electrical & Electronic)

This paper deals with the qualification process of the full scale prototypes of the Hybrid mechanical-static dc Circuit Breaker (HCB) for the Quench Protection Circuits (QPC) of the Toroidal Field (TF) and Poloidal Field (PF) superconducting coils of the Satellite Tokamak JT-60SA. The HCB developed for JT-60SA QPC is the first dc circuit breaker based on hybrid mechanical-static design at this level of power (25.7 kA - 1.93 kV, $$pm$$20 kA - $$pm$$3.8 kV). Special type tests have been designed to verify the performance of the device up to the nominal ratings and beyond, thus proving the suitability of the technology, the design margins and the reliability; the results of the most significant tests are presented and discussed. The qualification program also includes the validation of the electrical models developed during the design phase, which are described in the paper too.

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