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Al導体の電磁力下での圧力損失特性; 圧力損失特性と撚線剛性の関係濱田 一弥; 松井 邦浩; 高橋 良和; 中嶋 秀夫; 加藤 崇; CSモデル・コイル実験グループ
低温工学, 38(8), p.417 - 424, 2003/08
日本原子力研究所は、 ITERの工学設計活動の一環として、NbAlインサート・コイル等を製作し、13Tの磁場下で国際共同実験を行った。これらの実験の結果、通電中の導体の圧力損失の変化を調べることによって、コイル状態では見ることのできない導体内部の撚線の動きを推測できることが明らかとなった。今回、NbSn素線とは機械的性質が異なるNbAl線材を用いた導体について、電磁力に対する圧力損失の挙動に注目して圧力損失を測定し、過去に行われた導体の測定結果とともに解析してまとめた。その結果、(1)定常状態における圧力損失は、NbSnを使用した導体とNbAl導体は、撚線構造が同じであれば、同様の特性を示すことがわかった。(2)同じ撚線構造でも、圧力損失特性にはばらつきが見られる。これは4次撚線とジャケット,中心チャンネル間に発生する隙間の効果であり、撚線ピッチが長い導体に発生し易いと考えられる。(3)圧力損失に対する電磁力の影響は、同じ撚線構造のNbSn導体よりもその影響は小さく、NbAl撚線は剛性が高いことがわかった。(4)ボイド率が小さくなるにつれて、圧力損失に対する電磁力の影響は少なくなり、撚線の動きを低減できることが明らかとなった。
松井 邦浩; 高橋 良和; 小泉 徳潔; 礒野 高明; 濱田 一弥; 布谷 嘉彦; CSモデル・コイル実験グループ
低温工学, 38(8), p.410 - 416, 2003/08
ITER計画の一環として、中心ソレノイド・モデル・コイル、CSインサート・コイル、NbAlインサート・コイルを製作し、2002年までにそれらの試験を実施した。これらのコイルの交流損失測定は、コイルの特性を明らかにするために重要な試験項目の一つである。CSインサート・コイルとNbAlインサート・コイルの交流損失を、それぞれ熱量法及び磁化法で測定した。両コイル内には、複数の時定数を持つ結合損失が存在し、コイルに取り付けられた電圧タップやホール素子で循環電流が観測された。結合損失は、素線間の焼結が電磁力を受けることで剥がれ、素線間の接触抵抗が大きくなり、ある減衰定数をもって指数函数的に減少した。また、圧力損失の測定及び解析結果より、撚線とコンジットの間に電磁力により発生する隙間が、導体内を流れる冷媒の圧力損失に依存することが示されている。本論文では、結合損失の減衰定数が導体内に発生する隙間に依存することを明らかにした。仮に、コイルの本運転前にこの減衰定数を知ることができ、減衰定数に相当する電磁力をコイルに加えることができるならば、コイルの運転開始時には損失が低下した状態で使用することが可能となる。
荒木 政則; 佐藤 和義; 鈴木 哲; 秋場 真人
Fusion Technology, 30(3), p.674 - 679, 1996/12
ITERダイバータは、プラズマ異常消滅時に巨大な熱負荷を受けるとともにプラズマ電流の変化に伴い、大きな電磁力が発生する。本論文及び講演では、ITER運転シナリオにより変化するプラズマ電流をもとに、ダイバータ部に誘起される渦電流を解析し、これによって発生する電磁力を評価した結果について述べる。
小野 通隆*; 向 博志*; 嶋田 守*; 和智 良裕*; 藤岡 勉*; 礒野 高明; 奥野 清; 高橋 良和; 杉本 誠; 樋上 久彰*; et al.
Cryogenics, 33(6), p.586 - 591, 1993/00
被引用回数：5 パーセンタイル：35.86(Thermodynamics)核融合炉用大型高性能超電導コイルの高電流密度化を目指し、原研と東芝は共同研究にてDPC-TJコイルを開発した。本論文はDPC-TJコイルの通電実験結果について述べる。DPC-TJコイルは、常電導転移を起こすことなく定格の24kA-40A/mm
の大電流・高平均電流密度状態を達成した。この間、コイルの不安定性を示す電圧スパイクの発生やAE信号の発生が非常に少なく、大変に安定したコイルであることが示された。さらに、高温励磁試験や、人為的常電導転移限界性能試験などを通し、大型強制冷凍コイルの設計に必要とされる多くの知見を得た。
立川 克浩; 堀江 知義; 関 泰; 藤沢 登; 近藤 光昇*; 内田 高穂*
JAERI-M 89-084, 69 Pages, 1989/07
次期大型装置(FER)の第1壁を迅速かつ容易に交換する遠隔操作技術は重要な技術課題のひとつである。遠隔操作技術は炉本体構造と密接な関係があり、両者の整合性を十分に配慮する必要がある。本報告(昭和63年度委託調査)は、従来から提案されてきた第1壁アーマタイルの構造、特性および交換方法などを調査した。調査の重点は形状記憶合金(SMA)の適用など迅速に交換可能なタイル締結構造、健全性点検法および点検・交換システム概念の検討に絞った。この技術は今後さらに検討の深度を高めるため継続する必要があり、また適時に部分的モックアップにより設計の検証を行うことが不可欠である。
安東 俊郎; 大久保 実; 中村 幸治; 清水 正亜; 太田 充; 渡辺 隆*; 照山 量弘*
Journal of Nuclear Science and Technology, 24(9), p.730 - 741, 1987/09
被引用回数：1 パーセンタイル：19.33(Nuclear Science & Technology)臨界プラズマ試験装置JT-60のダイバータコイルの工学設計およびその熱的、機械的性能の実験による評価について報告する。設計では、セパラトリクス磁場配位、コイルの電磁力、応力、冷却、過電圧、コイルケースおよび熱保護板の誘導電流、電磁力、応力、ベーキング時およびプラズマ実験運転時のコイルケースへの入熱、温度上昇、熱除去などに関する検討結果を記述する。また、コイル導体溶接部の強度改善に関する技術開発、導体渡り部の補強効果、コイルケース内部指示構造のスライド特性、ベローズの曲げ特性、コイルケースおよび熱保護板の熱特性に関する実験結果について述べる。これらの検討評価の結果、本コイルは設計仕様を満足することを確認した。また,JT-60本体コイルの通電試験において、本コイルは設計定格の通電を実施し、その健全性を確認した。
高津 英幸; 山本 正弘; 大久保 実; 川崎 幸三; 安東 俊郎; 清水 正亜; 清水 徹*; 中尾 敬三; 原 泰博*; 芥沢 保典*; et al.
JAERI-M 85-136, 103 Pages, 1985/09
JT-60本体コイル通電試験が、昨年12月から2ヶ月強の期間を要して実施された。本試験の目的は、プラズマ生成に先立ち全コイルに最大定格まで電流を流し、本体、制御、電源などの全システムの健全性を確認することである。本報告はコイル通電試験の結果について、本体の熱構造的な観点からまとめたものであり、主な結論は以下の様にまとめられる。(1)全コイルを同時に最大定格まで通電することに成功し、全システムの健全性が確認された。(2)測定された歪、変位は設計値と比較的よく一致し、電磁力の支持が設計通りなされていることを示している。(3)電磁力による真空容器の振動が顕著であり、真空容器に取り付く桟器は振動対策が必要である。(4)熱構造的な観点から運転に対する制限項目が明らかとなった。(5)追加が必要と考えられる計測器が2点ほど指摘された。
笠井 雅夫*; 上田 孝寿*; 新倉 節夫*; 亀有 昭久*; 木村 豊秋; 近藤 育朗; 松崎 誼; 森 雅博; 辻村 誠一*; 常松 俊秀; et al.
JAERI-M 85-077, 203 Pages, 1985/07
本論文はIAEA INTOR Workshop、Phase Two A、Part2における日本のナショナルレポートの第V章Transient Electromagneticsをまとめたものである。プラズマ位置のフィードバック制御解析、ディスラプション時の電磁力、電場磁場の浸み込み、プラズマ位置制御およびディスラプション時の渦電流に関するベンチマーク解析等について述べられている。また、制御コイルの位置、シェル構造等のデザインガイドラインや、プラズマ位置形状制御の実験結果、シェル材、絶縁材の照射損傷Iこ関するデータベースについても述べられている。
高津 英幸; 清水 正亜; 太田 充; 今井 兼久*; 小野 令*; 南 真和*
Nucl.Eng.Des., 71, p.161 - 172, 1982/00
被引用回数：5 パーセンタイル：53.32(Nuclear Science & Technology)JT-60の真空容器の動的応答解析を3種類の電磁力に対して行った。最も着目されるベローズの動的応答は、厚曲リングによる強制変位による成分、慣性力による成分及びベローズ自身に作用する電磁力による成分の3つに分けて求めた。固有値解析の結果、典型的な鞍型電磁力に対応する固有モードは約46.3Hzの固有振動数を有していることがわかった。また、動的解析の結果、プラズマ1msec消滅時には動的応答が顕著であるのに対し、プラズマ50msec消滅時や立ち上げ時は、応答は準静的である事がわかった。また、真空容器の挙動は、主に鞍型電磁力によって支配されており、反鞍型電磁力が与える影響は小さい事が明らかになった。
高津 英幸; 清水 正亜; 太田 充; 中村 義隆*; 酒井 啓一*; 内野 和雄*
Nucl.Eng.Des., 74(3), p.325 - 337, 1982/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.02(Nuclear Science & Technology)トカマク型核融合装置の運転は本質的にパルス的であるので、機器の構造設計において繰返し荷重による疲労は重要である。特に、真空容器はプラズマと電磁気的結合が強く、動的な電磁力による疲労が設計を左右する。本論文では、これらに適応できる疲労評価手法の提案を行う。この手法は電磁力に対する詳細な動的応答解析に基いており、過渡応答とそれに引き続く自由減衰振動とに分けて疲労評価を行う。過渡応答時の応力振幅はレインジ・ペア法で計ぬされており、疲労損傷は過渡応答時及び自由減衰振動時のいずれもマイナ則に基いて評価される。本手法をJT-60へ適応した。疲労評価は、JT-60真空容器で最も大きい応力が予想されるベローズ継手、ベローズ第1山及び大口径ポート付根の3ヶ所について行い、最大累積損傷は0.26である事が明らかとなり、電磁力の疲労という観点からJT-60真空容器の健全性が示された。
