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論文

Fracture mechanics analysis including the butt joint geometry for the superconducting conductor conduit of the national centralized tokamak

高橋 弘行*; 工藤 祐介; 土屋 勝彦; 木津 要; 安藤 俊就*; 松川 誠; 玉井 広史; 三浦 幸俊

Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1005 - 1011, 2006/02

 被引用回数:2 パーセンタイル:18.25(Nuclear Science & Technology)

JT-60定常高ベータ装置(トカマク国内重点化装置)のセンターソレノイドのケーブルインコンジット(CICC)は、矩形断面のSUS製のコンジットの中心に円形に超伝導線材を配置した構造であり、全長約2.2kmのコンジットを約10mごとに溶接して製作される。この溶接部の健全性を評価するためには、想定される最大溶接欠陥の応力拡大係数を求める必要がある。この応力拡大係数は、平板表面に半楕円亀裂を想定し、Newman-Rajuの式により計算することはできるが、実形状のCICCとの相違が評価に与える影響が明らかではなかった。そこで、この形状ファクタを求めるために、三次元有限要素法を用い実形状のCICCの想定欠陥について応力拡大係数を計算した。この結果、矩形断面のCICCの最大想定欠陥の最大応力拡大係数について三次元有限要素法で求めた値は、Newman-Rajuで求めた値よりも3%大きいだけであることがわかった。このことから、Newman-Rajuの式はこのような矩形断面のCICCに関する破壊靭性の評価に用いることが適用可能であることが判明した。本論文ではこの結果も含め欠陥形状,溶接開先のシニング形状をパラメータに多数有限要素法解析の値とNewman-Rajuの値と比較した結果についての詳細を述べる。

論文

Performance of joints in the CS model coil and application to the full size ITER coils

高橋 良和; 吉田 清; Mitchell, N.*; Bessette, D.*; 布谷 嘉彦; 松井 邦浩; 小泉 徳潔; 礒野 高明; 奥野 清

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 14(2), p.1410 - 1413, 2004/06

 被引用回数:10 パーセンタイル:49.46(Engineering, Electrical & Electronic)

ITERトロイダル磁場(TF)及び中心ソレノイド(CS)コイル用導体は、外径約0.8mmのNb$$_{3}$$Sn超電導素線を約1000本撚線したものを金属製コンジットの中に挿入したCIC型である。その定格電流値は、40-68kAである。CSモデル・コイル計画において開発した2種類のジョイント(ラップ型とバット型)は、その目標性能が通電実験により達成された。TFコイルの場合、D型の巻線部から離れた位置にジョイント部を置くことにより、その最高磁場は2.1Tとなり、巻線部の最高磁場11.8Tに比べて、かなり低減できる。CSコイルのジョイント部は、スペ-スが限られているため巻線部の外周に埋め込み、ジョイント部の最高磁場を3.5Tに抑える。これらのジョイントは、導体巻線部の出口に直列に繋げられ、冷却される。ジョイントの電気抵抗による冷媒の温度上昇を、冷凍機への熱負荷の制限により0.15K以下に設計した。ITER実機コイルの運転条件において実験デ-タをもとに性能を評価し、これらのジョイントがITER実機コイルに適用可能であることを明らかにした。

論文

Development of a 13T-46kA Nb$$_{3}$$Sn conductor and central solenoid model coils for ITER

高橋 良和; 安藤 俊就; 檜山 忠雄; 中嶋 秀夫; 加藤 崇; 杉本 誠; 礒野 高明; 押切 雅幸*; 河野 勝己; 小泉 徳潔; et al.

Fusion Engineering and Design, 41(1-4), p.271 - 275, 1998/09

 被引用回数:4 パーセンタイル:39.76(Nuclear Science & Technology)

原研において、ITER-EDAのもと、中心ソレノイド(CS)モデル・コイルを開発している。本コイル閉導体は、Nb$$_{3}$$Snが用いられ、ほぼ完成しつつある。導体接続部、熱処理及び巻線技術のR&Dが行われ、それぞれの技術が確立された。これを踏まえて、外層モジュール(8層)の最初の1層の巻線が完成した。本コイルは、1998年に完成し、原研の試験装置において実験が行われる予定である。

論文

Experimental results at pulse test facility(PTF) of butt joint used in ITER CS model coil outer module

小泉 徳潔; 寺沢 充水*; 布谷 嘉彦; 高橋 良和; 安藤 俊就; 辻 博史; P.Michael*; A.Zhukovsky*; J.D.Hale*; R.Lations*; et al.

Proc. of Int. Cryogenic Engineering Conf. (ICEC17), p.523 - 526, 1998/00

ITER-CSコイルの層間接合のために日本チームが開発したバットジョイントのパルス磁場下での安定性及び交流損失の測定を米国MITのパルス試験装置を用いて行った。交流損失は、1.2T,0.4T/Sの条件に対して、約7Wと評価された。これは、十分低い値であり、ITER-CSコイルの層間接合部の要求仕様を満足する。また、安定性は電流分布のばらつきによって劣化した。ただし、電流分布が改善された場合には、ITER-CSのパルス磁場運転条件4.5T,0.4T/S,40kA,7.5Kにて安定であると評価された。また、接合部電気抵抗の評価もあわせて試みた。電気抵抗は、40kA,4.5Tにて約8n$$Omega$$と評価された。

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