Stress analyses of the support structure and winding pack of the superconducting TF coil in National Centralized Tokamak

土屋 勝彦; 木津 要; 高橋 弘行*; 安藤 俊就*; 松川 誠; 玉井 広史

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 16(2), p.922 - 925, 2006/06

https://doi.org/10.1109/TASC.2006.873316

トカマク国内重点化装置における超伝導トロイダル磁場(TF)コイルの支持構造の最適化を進めている。プラズマ運転シナリオ上、最大の電磁力が加わると考えられる条件での応力や変位を、有限要素法解析により評価した。この評価に基づき、最も変位の低減に有効なコイルケースやシアパネルの配置を検討した結果、アウトボード側斜め下部において、コイルケースやシアパネル構造の増強を行えば、最も効率的に変位を抑えられることを見いだした。また、ボルトやキーの配置及び本数を調整して支持構造の簡素化を図り、構造物の応力/変位が設計基準を満たしていることを確認した。さらに、これまで未評価であった超伝導導体によって構成される巻線部に生じる歪みや、インボード部で巻線が受ける横圧縮力について、最大の電磁力荷重条件において評価した。その結果、導体長手方向の歪みは、熱処理時にコンジットから受ける歪みを緩和する伸び方向が顕著であり、導体の臨界電流劣化に寄与しないことがわかった。また、横圧縮力については、最大経験磁場の箇所で、ニオブアルミ素線の臨界電流値の劣化が始まると報告されている60MPa以下であった。このことから、現設計の支持構造は想定している導体性能に悪影響を及ぼさないことが確認できた。

Design and stress analysis of support structure of toroidal field coil for the JT-60SC

土屋 勝彦; 木津 要; 三浦 友史; 安藤 俊就*; 逆井 章; 松川 誠; 玉井 広史; 石田 真一

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 14(2), p.1427 - 1430, 2004/06

https://doi.org/10.1109/TASC.2004.830634

JT-60改修装置におけるトロイダル磁場(TF)コイルを支持する構造物の一つであるシアパネルは、転倒力に対するコイルの変位を抑えるためコイル間に配され、計測/加熱用ポートなどの周辺機器へのアクセス空間を確保するため、これらの周辺機器の取り付け後に、設置する構造になっている。そのため、シアパネルとコイル本体を結ぶボルトのモデル化にも充分注意しなければ、有限要素法(FEM)を用いた応力解析による精確な評価を得られない。本論文にて報告するFEMモデルでは、実機と同じ位置に、実際と同じスケール,材質のボルトを要素として与え、典型的な放電シナリオにおいて転倒力が最も大きくなる条件での最大変位,トレスカ応力を評価した。その結果、最大変位は8.8mm、最大トレスカ応力も、接線ポートに隣接するシアパネルを締結するボルトの一つにピークが現れることが明らかになった。これにより、実機に近いモデルに基づく評価の下で、設計目標値である「最大変位10mm以下,最大応力667MPa以下」を満たすことが明らかになった。発表では、さまざまな電磁荷重条件における評価を行い、TFコイルとセンターソレノイドの一体化支持による応力緩和の効果などについて議論する。

Design of toroidal field coil for the JT-60 superconducting tokamak

土屋 勝彦; 木津 要; 三浦 友史; 安藤 俊就*; 礒野 高明; 松井 邦浩; 小泉 徳潔; 松川 誠; 逆井 章; 石田 真一

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 13(2), p.1480 - 1483, 2003/06

https://doi.org/10.1109/TASC.2003.812748

JT-60では、臨界条件クラスの高性能プラズマの長時間維持を目的として、コイルの超伝導化を伴う改修を検討している。本講演では、本改修装置の主な構造物であるトロイダル磁場コイルの設計の背景、並びに設計活動と導体の開発の現状について報告する。トロイダル磁場コイルの超伝導材料としては、先端材料であるニオブアルミを主案としている。このニオブアルミは、歪みに対して性能が劣化しにくい特徴を持つので、熱処理後にコイル化(R&W;リアクトアンドワインド法)ができる。これは大きな熱処理炉を必要としないので、大型コイルの製作には有効な製法である。また、電流密度も大きく設定できるので、コンパクトなコイルの製作が可能である。現在、実寸断面導体を用いたD型サンプルを製作し、このR&W法を実証する試験を行う準備をすすめている。トロイダル磁場コイルの構造については、有限要素プログラムを用いた強度評価を行った。この解析結果より、応力については、コイルケース,コンジット,絶縁体ともに、成立することが確認された。また、転倒力によるコイルの変位については、最大で10mm程度になる評価となった。今後さらに変位を少なくすべく、コイルケースの強化と実際の製作手段を考慮したモデルによる解析を進める。

Development of high Cu ratio NbAl and NbSn CICCs for superconducting toroidal field coils of JT-60

木津 要; 三浦 友史; 土屋 勝彦; 松井 邦浩; 礒野 高明; 逆井 章; 松川 誠; 石田 真一; 安藤 俊就

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 12(1), p.575 - 578, 2002/03

https://doi.org/10.1109/TASC.2002.1018469

高臨界電流密度,高銅比超伝導素線を用いて超伝導改修後のJT-60トロイダル磁場コイル用NbAl及びNbSn導体を開発した。開発した導体は216本の超伝導素線と108本の銅線で構成されている。ケーブルは直径17mmで、33334の撚り構成となっている。このケーブルにステンレスラップを施した後、ステンレス製のコンジットに引き込み導体とした。超伝導素線(直径0.74mm)の臨界電流密度は7.4T,4.2KにおいてNbAl(銅比4.0)は1964A/mm,NbSn(銅比3.6)は1843A/mmである。開発した実サイズ導体の臨界電流の測定を行ったところ、8~11Tの外部磁場下において測定値は目標値を上まわり、JT-60のトロイダル磁場コイル用導体として利用できることが明らかとなった。

Progress of advanced material tokamak experiment (AMTEX) program on JFT-2M

木村 晴行; 佐藤 正泰; 川島 寿人; 伊世井 宣明; 都筑 和泰; 小川 宏明; 小川 俊英; 三浦 幸俊; 山本 正弘; 柴田 孝俊; et al.

Fusion Engineering and Design, 56-57, p.837 - 841, 2001/10

https://doi.org/10.1016/S0920-3796(01)00362-3

低放射化フェライト鋼(F82H)のプラズマへの適用性試験(先進材料プラズマ試験)がJFT-2Mで進展している。真空容器とトロイダル磁場コイルの間にフェライト鋼板を挿入することによりトロイダル磁場リップル低減を実証した(第1段階)。第2段階ではフェライト鋼板を真空容器の内部に部分的に設置してプラズマへの適合性を予備的に調べており、これまでのところフェライト鋼の強磁性や真空特性がプラズマに及ぼす悪影響は観測されていない。フェライト鋼板のプラズマ-壁相互作用の改善のためボロンコーティングを実施した。プラズマ密度の上限はフェライト鋼板設置後、ボロンコーティングを行うことにより1.6倍以上に増加した。真空容器内壁を全面的にフェライト鋼化してプラズマとの適合性を本格的に調べる試験(第3段階)のための設計と準備が進行中である。

フルオロカーボンによるトロイダル磁場コイルの冷却

宮田 寛*; 新井 貴

JAERI-Tech 98-038, 49 Pages, 1998/09

JAERI-Tech-98-038.pdf:2.52MB

JT-60のトロイダル磁場コイル(TFC)において、割れが検出された導体用冷却管に水に代わりフルオロカーボンを流すことを検討した。フルオロカーボンであるフロリナート(3Mの登録商標)の特性調査に基づき、沸点以下で使用すれば地球温暖化への影響を無視できることから、TFC導体の使用温度よりも沸点が高く、かつ熱容量の比較的大きい「FC-43」を選択した。この「FC-43」を冷媒とした熱解析により、TFCへの冷却効果はかなり期待できることを明らかにした。さらにこの冷媒とTFCの各部及び冷却通路を構成する材料との腐食反応を、JT-60の経年劣化及び短絡等の異常事象をも考慮した条件下で評価し、特に問題のないことを実証した。以上により、通水不能の冷却管の増加時にはフロリナートによる冷却はJT-60の運転に有効であることを示した。

JT-60トロイダル磁場コイル電源の新コイル電流制御システム

松川 誠; 大森 栄和; 戸塚 俊之; 古川 弘*

平成10年電気学会産業応用部門全国大会講演論文集, p.103 - 106, 1998/00

本論文は、JT-60トロイダル磁場コイル電源の発電機励磁制御システムの更新に伴う制御機能の高度化や、計算機システム構成などについてまとめたものである。本発電機励磁制御システムには、サイリスタ駆動装置で運転される一般の交流発電機の励磁制御装置が有する機能の他に、トロイダル磁場コイル電流の制御という極めて特殊かつ重要な役割があり、使用機器の最大定格を越えることなく、定められた時間内に所望の電流値に制御する機能が求められている。今回の改造では、運転経験を踏まえた制御機能の合理化によるシステムの大幅な簡素化を行うとともに、新たに安全性向上のためリミタ機能の充実を図った。また、運転開始から10年が経過したコイルの異常をリアルタイムに検出可能な監視機能を追加し、設備データの収集機能を充実させた。論文では、新機能の設計やシミュレーション、及び試験結果などについて述べられている。

JT-60トロイダル磁場コイル冷却管内部観察用ファイバースコープの開発

新井 貴; 小池 常之; 清水 正亜

JAERI-Tech 97-003, 49 Pages, 1997/02

JAERI-Tech-97-003.pdf:2.29MB

JT-60トロイダル磁場コイルは、プラズマを安定に保持するためにトロイダル方向の強磁場を発生させるコイルであり、単位コイルを18個トーラス状に等間隔に配置している。この内の2個(TFC-9及びTFC-14)より水浸出しが発見されたため、ソープションスニファー法によりリーク位置の同定作業を行った。その結果、リーク位置は判明したもののリーク箇所の詳細については把握できていない。そのため、リークの発生については、多種多様の原因が想定され、真の原因は解明されていない。詳細に解析するためには、リーク位置の状況が観察できるようなファイバースコープ等の開発が必要であった。今回の報告では、リーク位置と冷却管内用ファイバースコープの開発および観察結果について報告する。

International thermonuclear experimental reactor (ITER) magnet interface system

飯田 文雄*; 吉田 清; S.Stoner*; A.Tesini*

Proc. of 15th Int. Conf. on Magnet Technology (MT-15), p.433 - 436, 1997/00

ITERの超電導マグネット系は運転シナリオに従ってプラズマの立上げ、加熱、位置及び形状制御のために必要な磁場を発生するために、20個のトロイダル磁場コイル、1個の中心ソレノイドコイル、9個のポロイダル磁場コイル及び3セットの磁場補正コイルから成り立っている。本論文ではコイル系と電源及び冷凍系を結ぶコンポーネントすなわち電気絶縁ボックス、フィダー線、クライオスタット貫通部及びコイルターミナルボックスの具体的設計について説明する。遠隔操作による各コンポーネントの分解修理再組立を考慮し、さらに空間的制約により極力コンパクトな設計となっている。

産業用エネルギー蓄積装置,3; 核融合実験装置用大型フライホイール

大森 憲一郎

電子情報通信学会論文誌,D, 109(10), p.709 - 711, 1989/10

JT-60トロイダル磁場コイル電源は、JT-60本体のトロイダル磁場コイルに8GJものエネルギーをパルス的に供給するため、系統電力系と電動発電機電力系とで構成されている。このシステムの中でも発電機は、所要のエネルギーを回転エネルギーとして蓄え、コイル通電時に電気エネルギーとして放出する、すなわち、エネルギー蓄積装置としての役目を果たしてるが、4GJの放出エネルギーを確保するために、直径6,600mm、厚さ2,400mm、総重量約650tonの巨大なフライホールによってはずみ車効果(GD)を大きくしている。運転開始以来、その積算運転時間は5,000時間にも及ぶが良好に運転されており、また入力エネルギーに帯する出力エネルギーの比、すなわち、運転効率は約60%である。JT-60電源には、この発電機を含めて合計3基の発電機が設置されているが、今年11月以降約1年間かけて順次分解点検を実施する予定である。