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論文

核融合炉用60kA高温超伝導電流リードの開発と試験結果

礒野 高明; 濱田 一弥; 河野 勝己; 阿部 加奈子*; 布谷 嘉彦; 杉本 誠; 安藤 俊就*; 奥野 清; 坊野 敬昭*; 富岡 章*; et al.

低温工学, 39(3), p.122 - 129, 2004/03

高温超伝導体(HTS)を核融合用電流リードに応用する開発を行ってきた結果、ITERに必要な60kA級への大電流化と性能試験に成功した。本開発研究では、従来の銅を用いた電流リードの性能と比較して、4Kへの熱侵入量を1/10、冷凍機消費電力を1/3となることを開発目標とした。これらの目標を達成するための課題として、HTSシース材の選択,銅部の最適化,接続部発熱の軽減,HTSとステンレス鋼間の熱接触の改善を行った。開発した電流リードは60kA通電と開発目標を達成した。このHTS電流リードはITERに適用でき、冷凍機電力の低減が期待できる。

論文

Test results of 60-kA HTS current lead for fusion application

礒野 高明; 河野 勝己; 濱田 一弥; 松井 邦浩; 布谷 嘉彦; 原 英治*; 加藤 崇; 安藤 俊就*; 奥野 清; 坊野 敬昭*; et al.

Physica C, 392-396(Part2), p.1219 - 1224, 2003/10

核融合応用を目的として、4.2Kへの熱浸入の少ない60kA高温超伝導(HTS)電流リードの開発及び試験を行った。本HTS電流リードは、低熱浸入量だけではなく、事故時の安全性も考慮した設計となっている。HTS電流リードは、強制冷凍の銅リード部と伝導冷却のHTSリード部から構成される。HTSリード部は、288本の銀合金シース型Bi-2223テープをステンレスのチューブ上に円筒状に配置しており、自己磁場のテープに対して垂直な成分を減少させることにより、HTSの臨界電流の低下を抑える工夫を行っている。さらに銀合金として、熱伝導を減少させるため10%の金を含んだ銀を使用している。HTS部の直径は146mm,長さは300mmである。試験の結果、世界最高記録である60kA通電に成功した。この時の銅リード部の冷媒条件は入口温度20Kで冷媒流量3.2g/s,4.2Kへの熱浸入量は5.5Wであり、冷凍機電力としては従来の電流リードと比較して1/3まで減らすことができた。この結果により、核融合用大型HTS電流リードの技術が確立できた。

論文

Design of a 60-kA HTS current lead for fusion magnets and its R&D

安藤 俊就; 礒野 高明; 濱田 一弥; 西島 元; 辻 博史; 富岡 章*; 坊野 敬昭*; 保川 幸雄*; 今野 雅行*; 上出 俊夫*

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 11(1), p.2535 - 2538, 2001/03

 被引用回数:6 パーセンタイル:43.05(Engineering, Electrical & Electronic)

ITERの建設に必要な60kAの電流リードを高温超伝導体を用いて設計した。また、その設計の正当性を実証するためのR&Dを行った。特に超伝導コイルのクエンチ時での電流リードの安全性について新しいアイデアを提出し、その検証した結果を紹介する。

論文

Test results of high temperature superconductor current lead at 14.5kA operation

礒野 高明; 濱田 一弥; 安藤 俊就; 辻 博史; 保川 幸雄*; 富岡 章*; 野澤 正信*; 今野 雅行*; 榊 喜善*

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 9(2), p.519 - 522, 1999/06

 被引用回数:8 パーセンタイル:52.23(Engineering, Electrical & Electronic)

高温超電導(HTS)電流リードをITERに応用するには、熱侵入量の低減だけではなく、フォルト時の安全性も重要である。Bi-2223(HTS)材の銀シーステープを使用し、10kA級の電流リードを開発し、14.5kAまで試験を行った。特徴として、HTS材の周囲に磁性体を配置することで、磁界による臨界電流値の低下を抑えた機構を採用している。実験結果として、低い熱侵入量、高い安全性や磁性体の効果が確認できた。

論文

ITER用ガス冷却型50kA電流リードの開発と実験結果

杉本 誠; 礒野 高明; 濱田 一弥; 河野 勝己; 小泉 徳潔; 布谷 嘉彦; 松井 邦浩; 加藤 崇; 中嶋 秀夫; 高橋 良和; et al.

低温工学, 33(8), p.549 - 560, 1998/00

ITER工学設計活動の一環として、CSモデル・コイルの開発が進行中である。CSモデル・コイルの国際共同実験のために、原研ではITER共通試験装置の開発を行った。この試験装置開発のなかで、ITER用ガス冷却型電流リードの開発を行った。本電流リードは1995年8月に原研での据付工事を終え、実験を行った。この実験結果について報告する。熱侵入量は設計どおりの値を示した。また60kA通電を行い、ITER・TFコイルへの適用も実証した。

論文

Interface detail design for ITER coil system

本田 忠明*; 松井 邦浩; 濱田 一弥; 西田 和彦*; 加藤 崇; 辻 博史; 飯田 文雄*; 吉田 清; 保川 幸雄*; 樋上 久彰*; et al.

Proc. of 16th Int. Cryogenic Engineering Conf. /Int. Cryogenic Materials Conf., 0, p.135 - 138, 1996/00

ITER超電導コイルは、20個のトロイダル磁場コイル、中心ソレノイドコイル、7個のポロイダル磁場コイルからなる。このコイルシステムを動作させるため、電流リードと超電導ブスバーを介して電力が供給され、配管を介して冷媒が供給される。電力、冷媒供給設備と超電導コイルの取合機器として、23台のコイルターミナルボックスがクライオスタット近傍に設置される。電気絶縁、電位、断熱、真空、設置空間の設計条件を考慮して、コイルターミナルボックスの設計を行った。本発表では、超電導コイルと電力、冷媒供給設備の取合条件と取合機器の基本設計結果を紹介する。

論文

Experimental results and design of 50-kA forced-cooled current leads for fusion machine

高橋 良和; 杉本 誠; 松井 邦浩; 高野 克敏*; 野沢 正信*; 小泉 徳潔; 布谷 嘉彦; 中嶋 秀夫; 加藤 崇; 西田 和彦*; et al.

Proc. of 16th Int. Cryogenic Engineering Conf. /Int. Cryogenic Materials Conf., 0, p.795 - 798, 1996/00

核融合装置及びそれに用いる超電導導体の試験装置用として、50kA級強制冷却型電流リードを開発した。強制冷却型電流リードは、従来の蒸発ガス冷却型のものと比較して、液体ヘリウムの貯層がない分小型化され、また運転が容易である。また、蒸発ガス冷却型は、垂直方向でしか使用できないが、ガス冷却型は、垂直及び水平方向にも用いられるので、その取り付け方法にも、裕度が広がる。50kA級のものを製作する前に、15kA級のものを製作し、実験を行った。この結果をもとにして、50kA級のものを設計・製作した。15kA級の実験結果及び50kA級の設計について報告する。

論文

Development of high-current vapor-cooled current lead for fusion devices

多田 栄介; 高橋 良和; 山口 方士*; 檜山 忠雄; 加藤 崇; 押切 雅幸*; 河野 勝己; 島本 進; 石原 昭*; 榊 喜善*; et al.

Advances in Cryogenic Engineering, Vol.31, p.225 - 233, 1986/00

原研では、核融合炉超電導コイルに必要な30KA-20KV級ガス冷却式電流リードの開発を行っている。これまでに、3KA、6KA及び15KA級電流リードの性能試験を終了し、理想的な自己冷却条件を満足していることが明らかとなった。本報告は、大電流ガス冷却式電流リードの開発計画、15KA級電流リード性能試験結果及び解析との比較について示す。

論文

核融合設備用大電流・高電圧電流リードの開発

多田 栄介; 高橋 良和; 島本 進; 滝田 清*; 伊藤 郁夫*; 上出 俊夫*

FAPIG, (114), p.25 - 30, 1986/00

核融合炉用超電導コイルには、通電電流値30kA以上、絶縁電圧20kV以上の電流リードが必要不可欠である。原研では、この様な大電流・高電圧特性を有し、かつ、理想的な自己冷却条件(1w/kA)を満足するガス冷却式電流リードの開発をステップ毎に実施している。本件では、大電流・高電圧ガス冷却式電流リードの開発ステップ、3kAから30kA電流リード試験結果及び解析結果との比較について記述する。本作業において、定格電流30kA、絶縁破壊電圧45kV、及び理想的自己冷却条件を満足する熱的特性を有るガス冷却式電流リードの開発に成功し、実用段階に致った。

報告書

電流リード熱解析コード"CURRENT"

山口 方土*; 多田 栄介; 畑 健一郎*; 島本 進

JAERI-M 85-107, 32 Pages, 1985/08

JAERI-M-85-107.pdf:0.79MB

原研では、核融合炉用超電導コイル・システム開発の一環として、熱特性の優れた大型電流リードの開発を行っている。本報告は、この様な大型電流リードの熱特性を定量的に解析するために開発した電流リード熱解析コード"CURRENT"に関するものである。本計算コードは、電流リードの最適熱設計を可能とするものである。

論文

1kAから30kAの電流リードの使用データ

多田 栄介; 高橋 良和; 安原 俊就*; 島本 進

低温工学, 18(6), p.324 - 325, 1983/00

本文は「低温工学」の技術ノートに技稿するものであり、また同一内容の英文は同時掲載が可能な「Cryogenics」誌に技稿するものである。本文の主旨は、未だ他で殆んど経験のない10kA以上の電流リードの運転データを紹介し、その技術的改良が必要なことをうながすものである。このためには1kAからの電流リードのデータも同時に記した。データとしては熱交換構造の差、ヘリウム流量、電圧降下、高温端の温度をリスト・アップした。

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