Temperature and magnetic field dependence of the critical current density for a mass-produced NbAl multifilamentary strand fabricated by a jelly-roll method

高橋 良和; 小泉 徳潔; 布谷 嘉彦; 高谷 芳幸*; 辻 博史

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 12(2), p.1799 - 1803, 2002/06

https://doi.org/10.1109/TASC.2002.1020340

原研はメーカと共同でITERのトロイダル磁場(TF)コイル用NbAl素線を開発してきたが、中心ソレノイド(CS)モデル・コイルを使用して実験されるNbAlインサート・コイル用に、ジェリーロール法による素線を1トン製造した。この素線は、量産を目指した製造技術(品質管理技術を含む)を確立し、それを用いて製造されたものである。この素線の臨界電流値を広い温度範囲(4~15K)と磁場範囲(16Tまで)において測定し、ピンニング力のスケーリング法により、臨界電流値の実験式を導き出した。この式は、ITERの運転温度において、実験結果とよい一致が得られた。よって、この式は、この素線を1152本用いた13T-46kA導体の性能評価及び核融合用超伝導導体の最適設計基準の確立のために有用と考えられる。

高速炉燃料再処理溶解液への晶析法の適用に関する安全性の検討

奥野 浩; 藤根 幸雄; 朝倉 俊英; 村崎 穣*; 小山 智造*; 榊原 哲朗*; 柴田 淳広*

JAERI-Research 99-027, 37 Pages, 1999/03

JAERI-Research-99-027.pdf:1.82MB

高速増殖炉燃焼燃料の再処理に当たり、溶解液からウランのみを回収し、後段の処理量の低減化を図る考え方がある。この目的で、晶析法の適用が検討されている。この報告書では、晶析法導入に伴う安全問題について検討した。まず再処理工程全体における晶析の位置付けを明確にし、処理規模及び対象燃料を規定した。次に、安全上問題となりうる臨界、遮蔽、火災・爆発、閉じ込め機能喪失についての可能性、及び留意しておくべき起因事象を検討した。このうち臨界に関して、晶析工程の臨界安全管理例について検討した。特に晶析装置については、平常時及び事故時に分けて評価モデルを設定し、評価の参考となるデータを臨界安全ハンドブックから抽出した。評価上重要な基本データである硝酸プルトニウムの理論密度は、最新のデータに基づき独自に推算した。これらの情報に基づき、晶析装置の核的制限値を算出した。

ITER用Ta添加型ブロンズ法NbSn素線の開発と量産

菊地 賢一*; 清藤 雅宏*; 森合 英純*; 岩城 源三*; 酒井 修二*; 西 正孝; 吉田 清; 礒野 高明; 辻 博史

低温工学, 32(4), p.167 - 172, 1997/00

https://doi.org/10.2221/jcsj.32.167

ITER・CSモデルコイルに使用するNbSn超電導素線をブロンズ法を用いて開発した。高電流密度化として、ブロンズの高Sn濃度化、低ヒステリシス損失化としてフィラメント径の最適化、量産性の向上として加工中の断線原因の究明と対策を行った。この結果、ITER仕様を満足する高性能素線を高効率で量産できる技術を確立した。

Ion irradiation effects of EuBaCuO

数又 幸生; 岡安 悟; 道上 修*

Superconductors, Surfaces and Superlattices (Trans. of Materials Research Soc. Jpn., Vol. 19A), 0, p.413 - 416, 1994/00

EuBaCuO薄膜に230MeV Au及び1MeV Heイオンを照射し、照射による超電導特性の変化を調べた。Auイオン照射では円柱状欠陥が、Heイオン照射では点欠陥が生成していると考えられる。それぞれの欠陥について、臨界温度、帯磁率、臨界電流密度、磁束の活性化エネルギー及び不可逆曲線の変化を調べた。いずれの照射においても、臨界電流密度と活性化エネルギーの減少が観測された。また、不可逆曲線は点欠陥によっても変化することを示した。以上の結果から実験に使用した薄膜は照射前既に最高の臨界電流密度を持っていることがわかっ

Conceptual design of SC magnet system for ITER, V; Material

中嶋 秀夫; 西 正孝; 江草 茂則; 吉田 清; 辻 博史; 瀬口 忠男; 萩原 幸; M.A.Kirk*; R.C.Birtcher*

JAERI-M 91-124, 41 Pages, 1991/08

JAERI-M-91-124.pdf:1.17MB

超電導マグネットの開発において、材料特性のデータベースは無くてはならないものである。原研では、超電導材料の臨界電流密度、構造材料の極低温での機械的特性および複合材の照射効果のデータ等の測定を行ない、貴重なデータベースを保有している。これらのデータを公表することは、ITERの超電導マグネットシステムを設計・製作する上で貴重であり、ここに記述する。

各種核燃料物質の原子個数密度計算方法

小室 雄一; 酒井 友宏; 中丸 昇一*

JAERI-M 87-037, 47 Pages, 1987/03

JAERI-M-87-037.pdf:1.67MB

臨界計算等に必要な媒質の実効巨視的断面積は媒質を構成する各核種の実微巨視的断面積と個数密度の積の総和である。原子個数密度は簡単に計算できるが、使用する原子量,アボガドロ数,理論密度の物理定数は文献により値や有効数字が異なることがあり、計算結果に微妙な差異を生む原因となる。そこで、実験デ-タに基づく原子個数密度計算式および信頼のおける物理定数を収集すると共に、理論的な原子個数密度計算式の導出を試みた。更に、この結果を踏まえて各種核燃料物質の原子個数密度ANDを作成した。この事により信頼度の高い原子個数密度が容易に計算できるようになった。

減速材密度低下に伴う燃料貯蔵施設の臨界性の検討

大内 全*; 内藤 俶孝

JAERI-M 85-137, 24 Pages, 1985/09

JAERI-M-85-137.pdf:0.69MB

軽水型発電用原子炉で使用する、又は使用した燃料を貯蔵する施設の臨界安全性について検討した。貯蔵する燃料集合体の間隔を大きくすることにより臨界安全性を確保しようと云う考えがある。この方法の有効性を検証するために、集合体間隔と減速材密度をパラメータとして貯蔵施設の中性子実効増倍率を計算した。計算には、臨界安全解析のために原研で開発した計算コードシステムJACSを用いた。軸方向の中性子漏洩を無視した場合には燃料集合体間隔に無関係に最適な減速材とウランの比があり、しかも、その場合の中性子実効増倍率ははとんど同じ値を示すことが分った。この理由について炉物理的観点から検討を加えた。

Critical experiments on light-water moderated PuO-UO lattices

小林 岩夫; 鶴田 晴通; 須崎 武則; 大野 秋男; 村上 清信; 松浦 祥次郎; 湯本 鐐三*; 松本 忠邦*; 笹島 秀吉*; 板川 和男*

Journal of Nuclear Science and Technology, 15(3), p.166 - 182, 1978/03

https://doi.org/10.3327/jnst.15.166

プルトニウム燃料(PuO-UO)を用いた軽水減速正規格子実験を原研と動燃の共同研究の下に軽水臨界実験装置TCAを用いて行なった。Puの組成はPu,Pu,Pu,Puについてそれぞれ68,22,7,2w/oであり、Uは天然ウランである。実験対象の燃料格子はHとPuの原子数比(H/Pu)が295,402,494,704および922の5種類で、これらの体系について臨界質量、出力分布および全線の放射化率分布を求めた。 核計算はLASER、UGMG42-THERMOSおよびGTB-2を用いて得た小数群定数を用い、2次元拡散計算をPDQ.5コードで行なった。計算結果を実験値と比較した所、実効増倍係数については、-1.32から1.72%K/Kの差が認められ、熱中性子密度、熱外中性子束および出力分布については一致を示した。