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論文

Development of 46-kA Nb$$_{3}$$Sn conductor joint for ITER model coils

高橋 良和; 布谷 嘉彦; 西島 元; 小泉 徳潔; 松井 邦浩; 安藤 俊就; 檜山 忠雄; 中嶋 秀夫; 加藤 崇; 礒野 高明; et al.

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 10(1), p.580 - 583, 2000/03

 被引用回数:20 パーセンタイル:29.28(Engineering, Electrical & Electronic)

超伝導コイル開発において、導体ジョイントは、最も重要な技術の一つである。46-kA Nb$$_{3}$$Sn導体を拡散接合により接続する技術を開発した。このサンプルを製作し、性能評価試験を行った。その結果、非常に秀れた性能を有することが確認された。この技術は、ITERモデル・コイルに用いられ15か所のジョイントがすでに製作された。これらの性能評価試験結果を中心に報告する。

論文

Flow reduction by AC losses for a forced flow superconducting coil with a cable-in-conduit conductor

杉本 誠; 加藤 崇; 礒野 高明; 吉田 清; 辻 博史

Cryogenics, 39(4), p.323 - 330, 1999/00

 被引用回数:4 パーセンタイル:75.33(Thermodynamics)

ケーブル・イン・コンジット導体を用いた強制冷凍型超電導コイルの交流損失による流量低下現象について定量的解析手法を示した。この手法による流量低下評価は大型超電導コイルを用いた実験結果と良く一致した。また本手法を用いた評価により、ITER実機の超電導コイルや商用の超電導電力貯蔵用コイルのパルス運転に対する安定な動作条件について、大型・大容量の低温ポンプが必要不可欠であることを示した。

論文

An evaluation of the inlet flow reduction for a cable-in-conduit conductor in pulsed operation

杉本 誠; 礒野 高明; 辻 博史; 吉田 清; 高野 一朗*; 浜島 高太朗*; 佐藤 隆*; 篠田 公之*

Cryogenics, 38(10), p.989 - 994, 1998/00

 被引用回数:4 パーセンタイル:74.94(Thermodynamics)

ケーブル・イン・コンジット導体は、その高い熱・機械・電気特性から核融合炉用コイルのような大型機器に応用されている。またその高い熱特性から、核融合用あるいは磁気エネルギ貯蔵コイルでのパルス運転用としても利点を有している。通常ケーブル・イン・コンジット導体は強制冷凍にて冷却されるため、多数の冷却流路を持つ。パルス運転による交流損失による発熱は、その大きな冷却ペリメータにより速やかに除去される。一方、導体内部の発熱は、導体入口流量の低下を招く。従ってパルス運転による交流損失による発熱により、入口流量の低下を招き、これがパルス運転への制約となる。この入口流量低下と内部発熱量の関係を定量的に論じる。併せて、パルス運転時の入口流量低下に関する設計基準を提案する。

論文

核融合装置における電磁解析例

小泉 興一; 山崎 耕造*

プラズマ・核融合学会誌, 72(12), p.1352 - 1361, 1996/12

強力な磁場でプラズマを閉込める磁気閉込め型核融合装置では、プラズマの生成・制御並びにプラズマの移動・消滅に伴う磁束変化によって炉心機器に過渡的な渦電流が誘起される。この渦電流は不整磁場や機器の発熱の原因となるばかりでなく、外部磁場との相互作用で機器に巨大な電磁力を発生させる。特にプラズマ自身に20MA以上の大電流が流れるトカマク装置では、プラズマの異常消滅や垂直方向移動変位(VDE)が極めて短い時間スケールで発生するため、電磁力は数百MNに達する。このため、プラズマ異常消滅時の渦電流・電磁力の解析と電磁力によって発生する応力の評価は、トカマク装置の炉心機器設計を左右する重要な作業である。本報告は、現在工学設計が進められている国際熱核融合実験炉(ITER)と大型ヘリカル装置における渦電流・電磁力の解析例と関連する各炉心機器の技術課題を紹介するものである。

論文

核融合装置の電磁設計

西尾 敏

プラズマ・核融合学会誌, 72(10), p.1052 - 1060, 1996/00

トカマク装置は種々の核融合装置の中で最も電気機械としての性格が強く、過渡電磁現象の宝庫である。代表的な現象として、プラズマの初期放電破壊、プラズマ電流の急速な立ち上げ、プラズマの位置不安定性、ディスラプション、ディスラプションによる電磁力、低温構造体でのジュール損失等があり、これらの解析を通じてトカマク装置の基本パラメータが決定される。設計の早い時期に決める必要のあるパラメータには、プラズマ断面形状の非円形度、トーラス一周抵抗、電磁力の影響を緩和する機器構があり重要な設計課題として位置付けられている。

論文

大電流超電導導体の開発

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。

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