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濱田 一弥; 小泉 徳潔
プラズマ・核融合学会誌, 78(7), p.616 - 624, 2002/07
現在、ITER等のトカマク型核融合炉の設計には、高磁場性能,高耐電圧性能,電磁力に対する高剛性の要求から、強制冷却型超伝導コイルが採用されている。強制冷却型超伝導コイルにおいては、超伝導の電気抵抗ゼロの特性や反磁性という性質に、ケーブル・イン・コンジット導体(CICC)特有の複雑な構造が加わることにより、多様な電磁現象が発生することが知られている。最近特に解明に労力が注がれているのは,導体内部に発生する不均一電流による通電安定性に対する影響や変動磁場で発生する導体の交流損失現象である。CICCの開発においては、超伝導素線のヒステリシス損失及び交流損失及び導体内部での不均一電流による不安定性について研究が進展し、素線のフィラメント配置の最適化や、素線間の接触抵抗の制御を行うことによって、ITERモデル・コイルのような大型超伝導コイルの開発に成功することができたので、その概要を報告する。
Sn demo poloidal coil(DPC-EX)安藤 俊就; 中嶋 秀夫; 佐々木 知之*; 檜山 忠雄; 高橋 良和; 西 正孝; 吉田 清; 奥野 清; 加藤 崇; 杉本 誠; et al.
Advances in Cryogenic Engineering, Vol.39, 0, p.335 - 341, 1994/00
超電導ポロイダル・コイルの開発の一環として製作されたニオブ・スズ導体を用いた実証ポロイダル・コイル(DPC-EX)の第2回目の実験が行われた。その結果、掃引速度試験、サイクリック試験で多くの貴重なデータが得られたので紹介する。
R.J.Nelson*; 高橋 良和; 礒野 高明; 佐々木 知之*; 大都 起一*; 田尻 二三男*
JAERI-M 93-219, 48 Pages, 1993/11
ITERトカマク装置のポロイダル・コイルに用いられる超電導導体の縮小モデル導体の交流損失(ヒステリシス及び結合損失)を測定した。ヒステリシス損失については素線からの予測値と一致したが結合損失については計算値を大きく上回る結果が得られた。
高橋 良和
プラズマ・核融合学会誌, 69(6), p.610 - 614, 1993/06
核融合装置のポロイダル・コイルになくてはならない存在である大電流超電導導体の開発において、原研が遭遇した技術的問題とそれをいかに解決したかの実例を紹介する。その問題とは、実証ポロイダル・コイル(DPC)において、定格の40%の電流値で観測された不安定性である。これに対して、1つ1つ段階を追って実証試験を粘り強く行い、原因を追求し、約3年という長い時間を要して、解決することができた。このことから、着実に原因追求作業を行えば、必ず解決できるとの確信を持てる様になったことが最も貴重な成果と言える。
安積 正史; 長谷川 満*; 亀有 昭久*; 栗原 研一; 中村 幸治; 西尾 敏; 下村 安夫; 新谷 吉郎*; 杉原 正芳; 山根 実*; et al.
JAERI-M 92-041, 100 Pages, 1992/03
ITER(国際熱核融合実験炉)ポロイダルコイル(PF)システムの概念設計に対する日本の貢献の主な結果をまとめる。まずPF系の最適配置の決定、準DN配位やSN配位の検討および磁力線の精密な追跡がなされた。さらに中心ソレノイドコイルに働く反発力が求められた。次に垂直位置制御の指針が導出され、受動安定化シェルの性能評価が行なわれた。またTULFEX法によるプラズマ位置・形状同定法の適用や水平位置制御法が調べられ、遅い制御法に関するアルゴリズムが開発された。次にセパラトリックス掃引と周辺磁気面エルゴード化の検討がなされた。最後にTSCコードによるプラズマ動的挙動の検討を示した。以上の結果の多くはまだ完結してはいないが、ITERの成立性を示す概念設計としては十分であり、EDA(工学設計活動)でさらに深められる予定である。
Sn demo poloidal coil(DPC-EX)安藤 俊就; 高橋 良和; 奥野 清; 辻 博史; 檜山 忠雄; 西 正孝; 多田 栄介; 吉田 清; 小泉 徳潔; 中嶋 秀夫; et al.
IEEE Transactions on Magnetics, 28(1), p.206 - 209, 1992/01
被引用回数：4 パーセンタイル：47.74(Engineering, Electrical & Electronic)DPC-EXがパルス励磁した時の交流損失の測定結果とその解析結果について紹介する。又、本交流損とコイルの限界電流の関係についても紹介する。
Sn demo poloidal coil(DPC-EX)高橋 良和; 吉田 清; 安藤 俊就; 檜山 忠雄; 辻 博史; 西 正孝; 多田 栄介; 奥野 清; 小泉 興一; 中嶋 秀夫; et al.
Cryogenics, 31, p.640 - 644, 1991/07
被引用回数：11 パーセンタイル：64.45(Thermodynamics)核融合実験炉(FER,ITER)用超電導ポロイダルコイルを目標とした開発の1つである、実証ポロイダルコイルの最初のテストコイルであるDPC-EXは昨年完成し、実験が行われた。本コイルは17kAまで1秒で立ち上げることができ、この時常電導転移はみられなかった。また、この時の最大発生磁界は6.7T、最大変化磁界は6.7T/Sである。このパルス運転結果及び、安定性試験結果について報告する。
Sn Demo Poloidal Coil(DPC-EX)安藤 俊就; 檜山 忠雄; 辻 博史; 高橋 良和; 西 正孝; 多田 栄介; 吉田 清; 奥野 清; 小泉 興一; 中嶋 秀夫; et al.
Fusion Technology 1990, p.243 - 247, 1991/00
トカマク型核融合炉用ポロイダル・コイルへのNbSn超電導導体の適用性を実証するために、内径1mのNbSn実証ポロイダル・コイル(DPC-EX)を製作し、実験を行なった。その結果、7T/sの変動磁界の運転に成功し目的を達成した。本実験で得られた安定性、交流損失、機械特性について本シンポジウムで紹介する。
島本 進; 奥野 清; 安藤 俊就; 辻 博史
Cryogenics, 30(SUPPL.), p.23 - 30, 1990/09
1979年から開始された超電導パルス導体およびパルス・コイルの開発作業と成果について述べる。10kAのパルス導体の製作から始まり、1.3MJコイルの製作と運転、ポロイダル・ユニット・パンケーキに至るまでの開発結果を紹介する。また、これらをバックグランドとした実証ポロイダル・コイル計画の進展状況を報告し、あわせて、最近のFERにおけるポロイダル磁場コイルの設計にも言及する。
多田 栄介; 加藤 崇; 檜山 忠雄; 河野 勝己; 安藤 俊就; 辻 博史; 高橋 良和; 西 正孝; 吉田 清; 奥野 清; et al.
Proc. of the 11th Int. Conf. on Magnet Technology, p.830 - 834, 1990/00
原研では、核融合用超電導ポロイダルコイル開発の一環として実証ポロイダルコイル計画を進めている。本計画では、3個の強制冷凍型超電導ポロイダルコイル(DPC-U1,U2&EX)が試験される予定であるが、今回その第一段階として、DPC-U1,U2の2つのコイルの性能試験を実施した。本件では、この超電導ポロイダルコイルの熱的試験結果について報告する。
Sn demo poloidal coil(DPC-EX)高橋 良和; 安藤 俊就; 西 正孝; 辻 博史; 檜山 忠雄; 奥野 清; 吉田 清; 中嶋 秀夫; 小泉 興一; 多田 栄介; et al.
Proc. of the 11th Int. Conf. on Magnet Technology,Vol. 2, p.862 - 867, 1990/00
現在製作が進められているDPC-EXは、NbSn導体のトカマク型核融合炉用ポロイダルコイルへの適応性を実証するための超電導コイルである。本コイルの内径及び外径は、1m及び1.6mで、定格電流値は10Tにおいて10kAである。cable-in-conduit型強制冷却導体である。この実寸大導体の80kレベル及び4kレベルにおける圧力損失および8Tから11Tにおける臨界電流値を測定したので、その結果を報告する。
(SnIn) strand in Demo Poloidal Coil安藤 俊就; 高橋 良和; 西 正孝; 島本 進
Advances in Cryogenic Engineering Materials, Vol.34, p.879 - 885, 1988/00
原研では、トカマク型核融合炉のポロイダル・コイルの開発の一環として、実証ポロイダル・コイルの製作を進めている。 このコイル・システムの中のNbSnコイルは、交流損失を低減するために、Taバリアを用いたIn添加NbSnストランドで製作することを決定した。 今回、0.8mm径のTaバリアNb(SnI)を試作し、その交流損失を測定した。 その結果、フィラメント間電流の時定数が目標の0.1ms以下であることを確認した。 この論文は、試作ストランドの設計思想、交流損失の測定法、その測定結果を記す。
辻 博史; 島本 進
核融合研究, 57(3), p.139 - 154, 1987/03
核融合用大型超電導コイルの開発について下記の紹介を行なう。(1)次期大型核融合装置の技術的要求内容、(2)核融合用超電導磁石の構造、(3)技術開発の進捗状況、(4)今後の核融合炉設計との関連
辻 博史; 吉田 清; 安藤 俊就; 高橋 良和; 西 正孝; 多田 栄介; 奥野 清; 小泉 興一; 中嶋 秀夫; 加藤 崇; et al.
Transactions of the American Nuclear Society, 52, P. 311, 1986/00
昭和60年度より着手された実証ポロイダル・コイルの製作設計にあたって、すでに判断を行なった冷凍方式等に関する基本的選択の内容とその基礎となる考察について紹介する。
服部 泰秀*; 島本 進
JAERI-M 85-147, 48 Pages, 1985/09
円形の超電導コイルに関し、各種モデルによる発生応力の計算手法を述べると共に、これらのうちの主要なものについては、マイクロ・コンビュー夕によるプログラムを作成した。そして、これを浸漬旗冷凍方式の20MJ超電導パルスコイルに適用し、コイル大型化に向けての問題点及びその解決法を指摘した。また、超電導パルスコイル特有の問題の一つである撚線タイプ導体の引張ヤング率についても言及し、その評価法を確立した。
高橋 龍吉*; 島本 進
JAERI-M 85-057, 40 Pages, 1985/05
最近、当研究室で開発された、3種類の大電流・大型の超電導パルス導体を基本的に用いて設計した3種類の20MJパルスコイルの交流損失を計算した。磁界が+7Tから-7Tまで2秒間で変化する両極性運転時の3種のコイルの交流損失はすべて、40kJ以下で蓄積エネルギーの0.2%以下であり、大電流・大型の導体を使用しているにもかかわらず、充分に低損失であることが分った。
上田 孝寿*; 西尾 敏; 藤沢 登; 杉原 正芳; 斉藤 誠次*
JAERI-M 82-217, 48 Pages, 1983/01
INTOR PhaseIからPhaseIIAに渡って研究されたプラズマ平衡およびポロイダルコイル配置が記述される。ポロイダルコイル配置については、3種類(INTOR-J「Universal」、INTOR「Universal」およびポンプリミタに対して最適化されたコイル配置・・・「Universal」はポンプリミタおよびダイバータの両配位に適用できる意)が主に研究された。これ等の系は、分解・組立から要請される開口の大きさ、各コイルに要求される最大電流密度、などの条件を満すよう構成されている。INTOR-J「Universal」とINTOR「Universal」とは、ポロイダルコイル配置から想定して同程度の炉の大きさになるが、ポンプリミタ向に最適化したコイル配置の場合、炉の直径にして数m大きくなる。高ベータでのダイバータ向の総アンペアターン(
|NI|)は、80~90MATであり、ポンプリミタの場合は、約10MAT少なくてすむ。プラズマに関しては、スクレープオフ層の厚さにおいて特徴がある。
新谷 吉郎*; 宮 直之
JAERI-M 9516, 23 Pages, 1981/06
INTOR等の自己点火あるいはそれに近い状態の達成を目的とするトカマク装置の空心変流器コイルの設計に有用な計算コード「OHCODE」を開発した。本コードではハイブリッド・コイルに対して特に有効である様に、単一電源から並列に給電することを前提とし、定められた領域で変流器コイルからの磁場の漏洩が最小となる様に、最小二乗法を用いて最適化する。本コードではコイル位置と結線方法(各並列分岐内で直列に接続するコイルを指定する)をデータ入力して、各コイル巻数を求める方法を採用している。並列給電方式では各コイル巻数は充分できるため、アンペアターンの整数比化による誤差も充分小さくできる。本コードを炉心工学試験装置やINTORのポロイダルコイルの設計に使用して、充分その機能を発揮することが確認された。
核融合研究開発センター
JAERI-M 8624, 65 Pages, 1980/01
INTORのプラズマ安定性制御についてのデータベースの評価を行った。その内容は理論的なべー夕値の上限の推定、DIVAに於けるディスラプションの実験結果、広いパラメータに渡るプラズマ成形の検討、位置不安定及びバルーニング・モードに対する導体壁の安定化効果、ディスラプションの抑制法等である。INTORに使用されるSUSブランケットが良好な導体壁効果を有し、プラズマの安定性に寄与することが示された。平衡とプラズマ形状を維持しながら、プラズマ小半径を拡大することが可能であることが検証された。以上の検討を基礎にして、トロイダルコイルの外側にのみコイルを配置するハイブリッドコイルの設計を行った。
