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論文

Validation of welding technology for ITER TF coil structures

千田 豊; 井口 将秀; 高野 克敏; 中嶋 秀夫; 大勢持 光一*; 新見 健一郎*; 渡海 大輔*; Gallix, R.*

Fusion Engineering and Design, 86(12), p.2900 - 2903, 2011/12

 被引用回数:6 パーセンタイル:44.68(Nuclear Science & Technology)

ITER TFコイル構造物はコイルに発生する電磁力を極低温(約4K)で支持するために、極厚の高強度・高靱性ステンレス鋼製容器と支持構造物で構成されている。原子力機構は2008年より極厚のステンレス鋼に対する基礎的な溶接試験を開始し、TFコイル構造物の製造に関する技術的課題を検証するために、主要部材の実機大部分模型体の試作(インボード側及びアウトボード側各1体)を計画している。本論文では実機製作前に溶接技術を検証し、製造設計を行うために実施した、溶接試験の結果及び実機大部分模型体の試作状況を紹介する。

論文

Japanese contribution to the DEMO-R&D program under the Broader Approach activities

西谷 健夫; 山西 敏彦; 谷川 博康; 野澤 貴史; 中道 勝; 星野 毅; 香山 晃*; 木村 晃彦*; 檜木 達也*; 四竈 樹男*

Fusion Engineering and Design, 86(12), p.2924 - 2927, 2011/12

 被引用回数:3 パーセンタイル:66.23(Nuclear Science & Technology)

日欧間協力である幅広いアプローチ活動(BA)の一環として、ブランケット材料開発を中心としてR&Dが新たに開始されている。それぞれの極における原型炉のための共通課題として、ブランケット構造材としての低放射化フェライト鋼,流路保護材及び先進構造材としてのSiC/SiC複合材、先進中性子増倍材,先進トリチウム増殖材及びトリチウム技術の5つの課題が進められている。日本において、これらのR&Dは、BAの実施機関である原子力機構が中心となり、多くの大学及び研究機関の協力を得て進められている。

論文

Basic design guideline for the preliminary engineering design of PIE facilities in IFMIF/EVEDA

小河原 貴史; 若井 栄一; 菊地 孝行; 山本 道好; Molla, J.*

Fusion Engineering and Design, 86(12), p.2904 - 2907, 2011/12

 被引用回数:3 パーセンタイル:66.23(Nuclear Science & Technology)

本研究は幅広いアプローチ(BA)協定の下、実施中の国際核融合材料照射施設(IFMIF)の工学実証・工学設計活動(EVEDA)におけるテストセル施設の一部である照射後試験(PIE)施設の工学設計に関するものである。IFMIF用PIE施設は、核融合原型炉の設計と許認可に必要となる材料照射データベースを取得するため、IFMIFで照射した材料の特性評価試験を実施する施設である。またPIE施設では、照射リグ容器の検査,解体、及び照射した試験片の再装荷作業等も同様に行われる。本研究では、予備的な工学設計の設計方針として、安全性に関するホットセル内作業の指針を作成するとともに、ホットセル設備や機器類の評価を実施し、コンクリートセルや鉄セルの設計評価を実施した。

論文

Long-term properties of reduced activation ferritic/martensitic steels for fusion reactor blanket system

芝 清之; 谷川 博康; 廣瀬 貴規; 酒瀬川 英雄; 實川 資朗

Fusion Engineering and Design, 86(12), p.2895 - 2899, 2011/12

 被引用回数:21 パーセンタイル:10.25(Nuclear Science & Technology)

低放射化フェライト/マルテンサイト鋼F82Hの熱時効特性を400$$sim$$650$$^{circ}$$Cの温度範囲で、最長10万時間まで調べた。熱時効後のミクロ組織,析出物,引張特性,シャルピー衝撃特性等を調べた。Laves相は550$$sim$$650$$^{circ}$$Cの温度範囲で、また、1万時間以上では550$$sim$$650$$^{circ}$$Cの温度範囲でM$$_{6}$$C炭化物が生成した。これらの析出物は特に550$$sim$$650$$^{circ}$$Cの温度範囲で材料の靭性を大きく劣化させた。引張特性への時効の効果は大きくはなかったが、650$$^{circ}$$Cでは1万時間以上の時効で大きな軟化を示した。析出物の増加は延性にも影響を及ぼしたが、深刻な劣化ではなかった。析出物の増加は材料の靭性を大きく劣化させ、特に、650$$^{circ}$$Cでは結晶粒界への粗大なLaves相の析出によりDBTTが大きく上昇した。結晶粒界へのLaves相の析出は延性破壊時の吸収エネルギー(USE)も低下させ、シャルピー衝撃試験の結果から、F82H鋼の使用可能範囲は、550$$^{circ}$$Cで3万時間程度であることが明らかとなった。

論文

Simplification of blanket system for SlimCS fusion DEMO reactor

染谷 洋二; 高瀬 治彦; 宇藤 裕康; 飛田 健次; Liu, C.; 朝倉 伸幸

Fusion Engineering and Design, 86(9-11), p.2269 - 2272, 2011/11

 被引用回数:19 パーセンタイル:11.1(Nuclear Science & Technology)

核融合出力2.95GWのSlimCSはセンターソレノイドコイルを小型化したアスペクト比が2.6で主半径が5.5mの原型炉概念である。プラズマのMHD安定性を確保するための導体シェルを備える必要があるが、その導体シェルを設置するためにブランケットを2分割し、交換型(プラズマ対向領域),固定型(遮蔽用)に分けている。特に交換型ブランケットは、なるべく径方向の厚さが薄いブランケットが要求され、他方高いトリチウム増殖比(TBR)を確保するためにF82Hで覆ったBe板を配置する構造となっている。しかしながらこれは構造が複雑であることから簡素化されたブランケット構造が要求されていた。そこで固体中性子増倍材と固体トリチウム増殖材の混合したペブルを充填しただけのブランケット構造を考案し、核熱解析を行った。解析の結果、目標のTBR($$geq$$1.05)を確保しつつ、最もブランケット厚さを薄くできるのは、トリチウム増殖材がLi$$_{2}$$Oの場合で、この時のブランケット厚さが48cm以内で設計が可能であり、また混合ブランケットはプラズマ対向領域に溶接個所を必要としないことから、原型炉において有効なブランケット構造といえる。

論文

First qualification of ITER toroidal field coil conductor jacketing

濱田 一弥; 高橋 良和; 礒野 高明; 布谷 嘉彦; 松井 邦浩; 河野 勝己; 押切 雅幸; 堤 史明; 小泉 徳潔; 中嶋 秀夫; et al.

Fusion Engineering and Design, 86(6-8), p.1506 - 1510, 2011/10

 被引用回数:8 パーセンタイル:34.47(Nuclear Science & Technology)

日本原子力研究開発機構は、国際熱核融合実験炉(ITER)の日本の極内実施機関として、トロイダル磁場コイル及び超伝導導体の調達を担当している。TFコイル用導体は、直径0.8mmの超伝導素線900本,銅線522本を束ね合せて、直径43.7mm,肉厚2mmのステンレス保護管(ジャケット)に収めた構造であり、最大長さは760mである。超伝導導体の調達は、2008年から開始され、メーカーの協力を得て素線,撚線,ジャケット管及び導体製作装置の製作が進展した。その結果、2010年12月に導体を製作する準備が整った。まず、はじめに導体の製作作業要領を実証するために、760m長さの模擬導体の製作を行い、成功裏に完了した。TF導体の製作は日本以外に、欧州,韓国,米国,ロシア及び中国も担当しており、日本は他極に先駆けて導体製作技術を確立し、実機導体の製作を開始した。講演では、模擬導体製作技術として、溶接,検査,撚線の引込み,巻取り等に関する結果を報告する。

論文

Progress of mock-up trials for ITER TF coil procurement in Japan

松井 邦浩; 小泉 徳潔; 辺見 努; 高野 克敏; 中嶋 秀夫; 大勢持 光一*; Savary, F.*

Fusion Engineering and Design, 86(6-8), p.1531 - 1536, 2011/10

 被引用回数:2 パーセンタイル:75.97(Nuclear Science & Technology)

原子力機構は、国内機関として9個のITER TFコイルの調達を担当している。TFコイルの製作では、熱処理によって長さが変化する超伝導導体を、800kN/mの電磁力を支持する役割をするラジアル・プレート(RP)の溝に挿入する。導体のRP溝への挿入を可能とするためには、寸法公差が0.01%程度の高精度なRP及び巻線の製作技術の確立が重要となる。この高精度な製作技術を確立するとともにTFコイルの調達に向けた製作手順の決定と最適化を目的として、原子力機構は、実規模のRP製作及び中規模巻線の試作を実施する。また、これらの試作に向けて、一次製造計画書を作成し、その実現性を実証するために小規模試作を実施する。小規模試作では、レーザ溶接によるカバー・プレート溶接,アクリル及び金属モデルを用いた含浸試験,TF導体の機械試験と曲げ試作等を実施している。本件では、小規模試作の結果と中規模及び実規模試作の進捗を報告する。

論文

Progress in ECRF antenna development for JT-60SA

小林 貴之; 諫山 明彦; 長谷川 浩一; 鈴木 貞明; 平内 慎一; 佐藤 文明; 和田 健次; 横倉 賢治; 下野 貢; 澤畠 正之; et al.

Fusion Engineering and Design, 86(6-8), p.763 - 767, 2011/10

 被引用回数:5 パーセンタイル:50.9(Nuclear Science & Technology)

JT-60SAの電子サイクロトロン波加熱装置アンテナ開発の進展を報告する。本アンテナにはポロイダル方向,トロイダル方向へのビーム入射角度の大きな自由度を持つ駆動機構が、100秒間のパルス幅を実現するための高い信頼性を持ったミラー冷却機構とともに求められる。現在、直線駆動型アンテナ方式によるランチャー(アンテナ,サポート及び駆動機構)の機械,構造設計を進めている。ポロイダル入射角度を変化させるための長尺ベローズと、トロイダル入射角度を変化させるためのベローズが本アンテナの重要な要素である。駆動部の試験体を製作してその性能を検証した結果、ポロイダル及びトロイダル入射角度として、それぞれ-10度から+45度, -15度から+15度の範囲を駆動できるアンテナが成立することを確認した。この角度はJT-60SAで求められる角度範囲と合致しており、本アンテナの実現に見通しが得られた。また、本アンテナの熱、構造解析の結果についても報告する。

論文

Development of high power long-pulse RF transmitter for ICRF heating in fusion researches and cyclotron accelerator

Kwak, J. G.*; Wang, S. J.*; Bae, Y. D.*; Kim, S. H.*; Hwang, C. K.*; 森山 伸一

Fusion Engineering and Design, 86(6-8), p.938 - 941, 2011/10

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

韓国原子力研究所では1996年からKSTARトカマクにおけるイオンサイクロトロン加熱用並びにサイクロトロン加速器用として高周波増幅器の開発を行っている。KSTARのトロイダル磁場は公称定格で3Tであり、各種の加熱シナリオをカバーするために25$$sim$$60MHzの帯域が要求される。最初の増幅器は最終段四極管に数回のトラブルはあったものの、2008年に60MHzまでの周波数において2MW300秒間の出力を達成した。これを用いて300kWの高周波をKSTARプラズマに入射することに成功した。2番目の増幅器はサイクロトロン加速器用の70kw連続定格25$$sim$$50MHz広帯域増幅器であり、技術設計が完了した。3番目は1MWのVHF帯増幅器であり原子力機構から貸与されたものである。KSTARに用いるために110MHzの周波数を60MHzに変更する改造を行う予定である。この講演では最初の増幅器の動作試験の結果に加え、2番目3番目の増幅器の技術設計,改造設計について述べる。

論文

Trial fabrication of beryllides as advanced neutron multiplier

中道 勝; 米原 和男; 若井 大介

Fusion Engineering and Design, 86(9-11), p.2262 - 2264, 2011/10

 被引用回数:18 パーセンタイル:12.26(Nuclear Science & Technology)

Advanced neutron multipliers with lower swelling and higher stability at high temperature are desired in pebble bed blankets, which will give big impact on the DEMO design such as the blanket operating temperature. Development of beryllium intermetallic compounds (beryllides) as advanced neutron multiplier has been started. In this study, it reports on the preliminary results of beryllides synthetic using a plasma sintering method. The plasma sintering results in starting powder particle surface activation that enhances powder particle sinterability and reduces high temperature exposure. In this report, trial synthetic results of beryllides such as Be$$_{12}$$Ti, Be$$_{12}$$V, Be$$_{12}$$W, Be$$_{12}$$Zr and other beryllides will be also present.

論文

High-efficiency technology for lithium isotope separation using an ionic-liquid impregnated organic membrane

星野 毅; 寺井 隆幸*

Fusion Engineering and Design, 86(9-11), p.2168 - 2171, 2011/10

 被引用回数:24 パーセンタイル:7.17(Nuclear Science & Technology)

核融合炉の燃料となるトリチウムは、6-リチウム($$^{6}$$Li)と中性子との核反応により生産するが、天然のリチウムには$$^{6}$$Liが約7.6%しか存在せず、必要なトリチウム量を確保するためにはより高濃縮の$$^{6}$$Liが必要となる。これまで、既存のアマルガム法よりも高効率で環境性に適した$$^{6}$$Li濃縮技術の実用化を目指し、イオン液体を含浸した有機隔膜を用いて$$^{6}$$Liを濃縮する新技術の研究開発を行ったが、含浸させたイオン液体が溶脱する現象が観察された。そこで、イオン液体の溶脱を低減させるため、両端に保護膜を施した改良隔膜を用いて耐久性試験を行った。保護膜としてフィオンを使用した場合、有機隔膜中のイオン液体残存率は87%と保護膜なしの場合のイオン液体残存率63%を大きく上回る結果が得られた。よって、Liイオンを透過させ、かつイオン液体を透過させない保護膜をイオン液体含浸有機隔膜の両端に用いることで、高耐久性を有する隔膜の製作に見通しを得ることができた。

論文

Trial fabrication tests of advanced tritium breeder pebbles using sol-gel method

星野 毅; 及川 史哲

Fusion Engineering and Design, 86(9-11), p.2172 - 2175, 2011/10

 被引用回数:24 パーセンタイル:7.17(Nuclear Science & Technology)

リチウム(Li)の含有量をあらかじめ高めることによって、Liの核的燃焼及び高温でのLi蒸発に対する結晶構造安定性の向上を図った先進トリチウム増殖材料であるLi添加型Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$の粉末合成法に成功した。トリチウム増殖材料は微小球の形状にて核融合炉内に装荷されるため、Li添加型Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$粉末を用い、日本と欧州で核融合エネルギー開発の早期実現を図ることを目的として行う研究開発である幅広いアプローチ(BA)活動の一環として、湿式造粒法による微小球の試作試験を行った。ボールミルにて粉砕した粉末を用いた場合では、スラリー製造時にスラリー層とバインダー層に分離が生じ、均一なスラリーが得られなかった。そこで、ジェットミル粉砕によりLi添加型Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$微粉末としてスラリー製造を行ったところ、分離層を形成することなく均一なLi添加型Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$粉末スラリーを得ることができた。このスラリーを用いて乾燥ゲル球を製造後、Ar雰囲気中にて焼結を行ったところ、白色で約1mmのLi添加型Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$微小球の試作に成功した。

論文

Present status of Japanese tasks for lithium target facility under IFMIF/EVEDA

中村 和幸; 古川 智弘; 平川 康; 金村 卓治; 近藤 浩夫; 井田 瑞穂; 新妻 重人; 大高 雅彦; 渡辺 一慶; 堀池 寛*; et al.

Fusion Engineering and Design, 86(9-11), p.2491 - 2494, 2011/10

 被引用回数:9 パーセンタイル:30.67(Nuclear Science & Technology)

IFMIF/EVEDAリチウムターゲット系は、5つの実証タスク(LF1-5)と1つの設計タスク(LF6)から構成されている。LF1の目的は、EVEDA液体リチウム試験ループを建設し運転することであり、日本が主たる責任を負っている。LF2は、EVEDA液体リチウム試験ループとIFMIF実機の設計に対する計測系の開発を行うものであり、現在、基礎研究が終了し、試験ループ用装置の設計を実施している。LF4は、リチウム中に含まれる窒素及び水素の除去技術を開発するものであり、LF2同様、現在、基礎研究が終了し、試験ループ用装置の設計を実施している。LF5は、ターゲットアッセンブリーの遠隔操作技術を開発するものであり、原子力機構は、フランジのリップ部分をレーザーによって切断,溶接を行うアイデアの実証を目指している。切断,溶接実験は2011年の実施予定である。LF6は、LF1-5の実証試験結果をもとにIFMIF実機の設計を行うものである。

論文

Development of Pt/ASDBC catalyst for room temperature recombiner of atmosphere detritiation system

岩井 保則; 佐藤 克美; 山西 敏彦

Fusion Engineering and Design, 86(9-11), p.2164 - 2167, 2011/10

 被引用回数:10 パーセンタイル:27.41(Nuclear Science & Technology)

室温・飽和水蒸気雰囲気下で高い水素酸化活性を有する疎水型白金触媒を開発した。アルキルスチレン・ジビニルベンゼン共重合体上に白金を担持した新しいタイプの白金触媒(白金ASDBC触媒)は容積あたりの必要白金担持量が既存の疎水型白金触媒の半分まで低減させることに成功した。3GBq/m$$^{3}$$のトリチウムガスを用いた室温酸化試験を乾燥及び飽和水蒸気の両雰囲気下で実施した。室温における総括反応速度係数は実験を行った空間速度7500h$$^{-1}$$までの領域では空間速度に比例した。室温・飽和水蒸気雰囲気下におけるトリチウム酸化では従来触媒で見られた触媒の失活は見られず、高効率にてトリチウムを酸化できることを実証した。

論文

Fabrication and tests of EF conductors for JT-60SA

木津 要; 柏 好敏; 村上 陽之; 尾花 哲浩*; 高畑 一也*; 土屋 勝彦; 吉田 清; 濱口 真司*; 松井 邦浩; 中村 一也*; et al.

Fusion Engineering and Design, 86(6-8), p.1432 - 1435, 2011/10

 被引用回数:8 パーセンタイル:34.47(Nuclear Science & Technology)

JT-60SA装置の超伝導マグネットのうち、中心ソレノイド(CS)とプラズマ平衡磁場(EF)コイルが日本で製作される。EFコイル導体はNbTi素線を用いたケーブル・イン・コンジット型導体である。これらの導体は、メーカより納入された超伝導撚線とジャケットを日本原子力研究開発機構・那珂核融合研究所内に建設された、全長約680mの導体複合化設備で複合化することで製作される。EFコイル実機に使用する444mの超伝導導体の量産製造が平成22年3月より開始された。また、量産に先立って、超伝導導体の分流開始温度(Tcs)などの超伝導特性の評価試験を行った。その結果、Tcsは素線からの予測値と一致し、導体製作過程による超伝導性能の劣化がないことを確認した。

論文

Wave period of free-surface waves on high-speed liquid lithium jet for IFMIF target

金村 卓治; 杉浦 寛和*; 山岡 信夫*; 鈴木 幸子*; 近藤 浩夫; 井田 瑞穂; 松下 出*; 堀池 寛*

Fusion Engineering and Design, 86(9-11), p.2462 - 2465, 2011/10

 被引用回数:5 パーセンタイル:50.9(Nuclear Science & Technology)

高速液体リチウム噴流上に生ずる自由表面波の周期は、国際核融合材料照射施設(IFMIF)のリチウムターゲット実証のために、調査すべき重要な波の特性である。われわれは、これまで接触式の液面計を開発し、波の振幅や波長を計測してきた。本報告では周期特性の計測結果について発表する。実験は、大阪大学にあるリチウムループで行った。本リチウムループでは、IFMIFのリチウムターゲットを模擬した幅70mm厚さ10mmの平板上リチウム噴流を、最高流速15m/sまで、運転温度573Kにて生成できる。計測信号から、ゼロアップクロス法により自由表面上の不規則波を1波ずつ定義し、多数の波の周期を確率論的に整理した。その結果、波の周期の確率密度分布は、対数正規分布とほぼ等しくなった。一般的に、不規則な性質で知られる海洋波の周期が対数正規分布に従うことが指摘されている。本研究とこれまでのわれわれの成果から、海洋波に対し適用されてきた不規則波の性質が、水と表面張力が5倍異なるリチウムに対しても適用可能であることを示した。

論文

Safety concept of the IFMIF/EVEDA lithium test loop

古川 智弘; 近藤 浩夫; 平川 康; 加藤 章一; 松下 出*; 井田 瑞穂; 中村 和幸

Fusion Engineering and Design, 86(9-11), p.2433 - 2436, 2011/10

 被引用回数:9 パーセンタイル:30.67(Nuclear Science & Technology)

IFMIFリチウムターゲット系の工学実証データを取得するために、EVEDA活動の下でIFMIF/EVEDAリチウム試験ループの設計・製作が進められている。このループでは、2.5トンのリチウムを保有するが、リチウムは消防法に基づく危険物に指定されていることから、リチウム漏えいや種々の異常事象に対する設計対応が必要不可欠である。本発表では、本ループの詳細設計プロセスのもとで検討したリチウム試験ループの安全対策・思想について報告する。

論文

Design of purification loop and traps for the IFMIF/EVEDA Li test loop; Design of cold trap

近藤 浩夫; 古川 智弘; 平川 康; 井内 宏志; 井田 瑞穂; 八木 重郎*; 鈴木 晶大*; 深田 智*; 松下 出*; 中村 和幸

Fusion Engineering and Design, 86(9-11), p.2437 - 2441, 2011/10

 被引用回数:15 パーセンタイル:16.14(Nuclear Science & Technology)

幅広いアプローチ(BA)活動の中で日欧国際協力の下、IFMIFの工学実証・工学設計活動(EVEDA)が2007年より実施されている。リチウムターゲット施設に関しては、日本側が100%に近い寄与により、約1/3スケールで実機を模擬したIFMIF/EVEDAリチウム試験ループ(IFMIF/EVEDA Li Test Loop)に関する詳細設計を完了させ、その建設を進めている所である。このリチウム試験ループでは、おもに、IFMIFの工学設計に必要とされるリチウムの自由表面流の流動とリチウム中の不純物除去に関する実証試験を行う計画である。本報告では、IFMIF/EVEDAリチウム試験ループの純化系ループと純化トラップに焦点をあて、それらの設計について議論した。

論文

Recent activities of R&D on effects of tritium water on confinement materials and tritiated water processing

山西 敏彦; 林 巧; 岩井 保則; 磯部 兼嗣; 原 正憲*; 杉山 貴彦*; 奥野 健二*

Fusion Engineering and Design, 86(9-11), p.2152 - 2155, 2011/10

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

核融合炉において、トリチウムをいかに閉じこめるかは重要な研究課題である。特に、水の形のトリチウムは、水素上の形のトリチウムと比較して、放射性物質としての危険度が高く、そのデータを取得することが強く求められている。高濃度トリチウム水の挙動として、金属材料に対するトリチウム水の腐食に関する一連のデータを得ることができた。通常、金属表面には酸化膜が形成され、腐食に対する不動態として機能するが、トリチウム水の存在により(0.23GBq/cc)、その膜形成が阻害されることが判明した。水処理については、ITERで採用された化学交換塔に関して、合理化・高度化を図る研究を行った。

論文

Design study of an AC power supply system in JT-60SA

島田 勝弘; Baulaigue, O.*; Cara, P.*; Coletti, A.*; Coletti, R.*; 松川 誠; 寺門 恒久; 山内 邦仁

Fusion Engineering and Design, 86(6-8), p.1427 - 1431, 2011/10

 被引用回数:5 パーセンタイル:50.9(Nuclear Science & Technology)

In the initial research phase of JT-60SA, the plasma heating operation of 30MW-60s or 20MW-100s is planned for 5.5 MA single null divertor plasmas. To achieve this operation, AC power source of the medium voltage of 18 kV and $$sim$$7 GJ has to be provided in total to the poloidal field coil power supplies and additional heating devices such as Neutral Beam Injection (NBI) and Electron Cyclotron Radio Frequency (ECRF). In this paper, the proposed AC power supply system in JT-60SA was estimated from the view point of available power, and harmonic currents based on the standard plasma operation scenario during the initial research phase. This AC power supply system consists of the reused JT-60 power supply facilities including motor generators with flywheel, AC breakers, and harmonic filters, etc. to make it cost effective. In addition, the conceptual design of the upgraded AC power supply system for the ultimate heating power of 41MW-100s in the extended research phase is also described.

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