検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 75 件中 1件目~20件目を表示

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

論文

Analysis of maximum voltage transient of JT-60SA toroidal field coils in case of fast discharge

Novello, L.*; Cara, P.*; Coletti, A.*; Gaio, E.*; Maistrello, A.*; 松川 誠; Philipps, G.*; Tomarchio, V.*; 山内 邦仁

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 26(2), p.4700507_1 - 4700507_7, 2016/03

 被引用回数:2 パーセンタイル:69.19(Engineering, Electrical & Electronic)

The voltage transient appearing across and inside the toroidal field (TF) coils of JT-60SA in case of fast voltage variation, such as a safety discharge operated by the quench protection circuit (QPC), can be significantly high. In fact, the voltage distribution between coils and inside the winding can be not uniform during fast transient, being influenced by the presence of parasitic capacitances. A simplified electrical model of the TF coils has been developed to investigate this aspect. The obtained model has been used in conjunction with an electrical model of the TF circuit elements, including a simplified model of the QPC. The worst case in terms of transient voltage applied to the winding has been identified, corresponding to a fault to ground occurring just after QPC operation. It has been verified that the resulting voltage is largely inside the coil insulation capability defined by performed insulation voltage tests.

論文

Manufacturing study and trial fabrication of radial plate for ITER toroidal field coil

阿部 加奈子*; 中嶋 秀夫; 濱田 一弥; 奥野 清; 角井 日出雄*; 山岡 弘人*; 丸山 直行*

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 16(2), p.807 - 810, 2006/06

 被引用回数:11 パーセンタイル:43.91(Engineering, Electrical & Electronic)

ITERのTFコイルは68kA, 11.8Tで運転されるため、巨大な電磁力が発生する。この電磁力を支持するために、TFコイル導体はTFコイルケース内のラジアルプレート(RP)と呼ばれるD型構造体(13.8m$$times$$8.7m,幅610mm,厚み112mm)に加工された溝に埋め込まれる。RPは大型のため、複数の圧延板を既存加工機が使用できる大きさに溶接接合して、溝を機械加工し、最終的に溶接で一体化する製作方法が考えられる。原研は、実現可能なRP製作方法を検討するとともに、RPの加工方法及び加工時間を評価するために、実機RP素材である316LNを用いて、加工条件や工具寿命を測定した。また、高溶着TIG溶接と、溶接部の収縮を最小にするレーザー溶接の適用性を検討し、実際に316LNで溶接を行い溶接性や変形,溶接速度等を実測した。これらのR&Dに基づき、実機と同じ溝寸法を持つ小規模RP(750mmW$$times$$1000mmL,11溝)を試作し、製作方法を検証した。完成したRP試作体の平面度は1mm以下であることを確認した。以上の結果、RPの現実的な製作方法についての見通しを得た。

論文

Design study of superconducting coils for the fusion DEMO plant at JAERI

礒野 高明; 小泉 徳潔; 奥野 清; 栗原 良一; 西尾 敏; 飛田 健次

Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1257 - 1261, 2006/02

 被引用回数:4 パーセンタイル:64.08(Nuclear Science & Technology)

ITER工学設計活動において13Tを発生できる大型超伝導コイルが開発された。しかし、より経済競争力を持つ核融合発電システムを実現するためには、より高磁場が要求されている。原研で概念検討が行われている発電実証プラントには、大きさはITERと変わらないが、16から20Tの磁場を発生できるトロイダル磁場(TF)コイルが要求されている。この磁場を実現させるには、先進的超伝導材料であるNb$$_3$$Alや高温超伝導材(HTS)を使用することが考えられている。HTSについては、4K, 20Tにおいて十分な性能があり、銀シース型Bi-2212を用いた強制冷凍導体を提案し、必要な構成比を算出した。しかし、酸素中における精度の高い熱処理方法など、技術的な課題は多い。一方、Nb$$_3$$Alについては、大型コイルは原研において開発されており、16Tを発生させる技術は開発されている。さらに、巻線部をグレーディングすることで、17Tの発生可能性を検討した。

論文

ITERにおける核融合装置規格開発の考え方

中平 昌隆; 武田 信和

保全学, 4(4), p.47 - 52, 2006/01

ITER(国際熱核融合実験炉)の構造技術基準は、ITERが核分裂炉と比較して全く異なる安全上の特徴と構造機器を有し、製作及び検査の観点から新しい技術を導入する必要があるため、革新的なものが必要である。この核融合構造技術基準は国際性が重要であることを勘案し、日本とASMEとで共同開発を開始した。本論文は、ITERの特徴を安全性,設計及び製作の観点から抽出し、核融合構造技術基準を開発する考え方を提案するものである。

論文

Development of a heat-resistant neutron shielding resin for the national centralized tokamak

森岡 篤彦; 櫻井 真治; 奥野 功一*; 玉井 広史

プラズマ・核融合学会誌, 81(9), p.645 - 646, 2005/09

フェノール樹脂を母材に、ホウ素を5重量%を混練して成形した300$$^{circ}$$Cの耐熱性能を有する中性子遮へい樹脂材を新たに開発した。開発した中性子遮へい樹脂材の$$^{252}$$Cf中性子源を使用した中性子遮へい性能は、代表的な中性子遮へい材であるポリエチレンの中性子遮へい性能とほぼ同じであった。この中性子遮へい樹脂材は、重水素放電時に超伝導コイルの核発熱を低減するための中性子遮へい材、並びに真空容器のポート部の漏洩中性子の遮へい材として適用可能である。

論文

Proposals for the final design of the ITER central solenoid

吉田 清; 高橋 良和; Mitchell, N.*; Bessette, D.*; 久保 博篤*; 杉本 誠; 布谷 嘉彦; 奥野 清

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 14(2), p.1405 - 1409, 2004/06

 被引用回数:14 パーセンタイル:39.57(Engineering, Electrical & Electronic)

ITER中心ソレノイド(CS)は、半径2mで高さ12mの円筒状の超伝導マグネットで、6個のパンケーキ巻線から構成され、プラズマの形状制御に使用される。6個のパンケーキ巻線は巻線間の圧力を保つために、軸方向に圧縮する構造物で支持される。CS導体はNb$$_{3}$$Snケーブルとステンレス鋼のコンジットから構成されるケーブル・イン・コンジット導体である。CSモデル・コイルの実験結果を反映させると、運転のマージンを見直す必要があり、さらに大きなケーブル、または電流容量がより大きいケーブルが必要とされた。そこで、超伝導素線にブロンズ法(NbTi)$$_{3}$$Snを採用するとともに、コンジットに高Mnステンレス鋼を用いることとした。その結果、ケーブルの大きさを抑え、疲労限界以下で設計できることがわかった。また、応力集中の発生しやすいヘリウム冷媒入口の構造の改善,電流口出し部の補強部の見直しを行った。さらに、6個のモジュールを締付ける構造物を、9分割にすることにより、冷却配管の応力を低減した。以上の改良を施したCSコイルはITERの要求性能をすべて満足する見通しが得られた。

論文

Objectives and design of the JT-60 superconducting tokamak

石田 真一; 阿部 勝憲*; 安藤 晃*; Cho, T.*; 藤井 常幸; 藤田 隆明; 後藤 誠一*; 花田 和明*; 畑山 明聖*; 日野 友明*; et al.

Nuclear Fusion, 43(7), p.606 - 613, 2003/07

 被引用回数:33 パーセンタイル:25.22(Physics, Fluids & Plasmas)

原型炉の実現に向けて経済性と環境適合性の向上を図るため、大学等との連携協力によりJT-60を超伝導トカマクへ改修する計画を推進している。目的は、原型炉で想定されているように、強磁性体である低放射化フェライト鋼をプラズマの近くに設置して、高ベータで自発電流割合が高く、高度なダイバータ熱粒子制御をもち、ディスラプション頻度の少ない定常運転を実現することである。新たに導入する超伝導トロイダル及びポロイダル磁場コイルを用いて、主半径2.8m,プラズマ電流4MA,トロイダル磁場3.8Tの高非円形かつ高三角度配位のシングルヌル・プラズマの100秒運転を行う。既存のJT-60設備を最大限に生かし、原型炉の設計例から設定された高い達成目標の実現に向けて、高ベータプラズマ制御,高性能・高自発電流プラズマ制御,ダイバータ熱粒子制御、及びフェライト鋼のプラズマ適合性の実証という克服すべき課題に取り組むための設計を行った。

論文

核融合装置用超伝導コイルの電磁現象; 強制冷却型超伝導コイル

濱田 一弥; 小泉 徳潔

プラズマ・核融合学会誌, 78(7), p.616 - 624, 2002/07

現在、ITER等のトカマク型核融合炉の設計には、高磁場性能,高耐電圧性能,電磁力に対する高剛性の要求から、強制冷却型超伝導コイルが採用されている。強制冷却型超伝導コイルにおいては、超伝導の電気抵抗ゼロの特性や反磁性という性質に、ケーブル・イン・コンジット導体(CICC)特有の複雑な構造が加わることにより、多様な電磁現象が発生することが知られている。最近特に解明に労力が注がれているのは,導体内部に発生する不均一電流による通電安定性に対する影響や変動磁場で発生する導体の交流損失現象である.CICCの開発においては、超伝導素線のヒステリシス損失及び交流損失及び導体内部での不均一電流による不安定性について研究が進展し、素線のフィラメント配置の最適化や、素線間の接触抵抗の制御を行うことによって、ITERモデル・コイルのような大型超伝導コイルの開発に成功することができたので、その概要を報告する。

論文

ITER計画と超伝導コイル

吉田 清

低温工学, 37(5), p.190 - 201, 2002/05

国際熱核融合実験炉(ITER)で用いる主要機器の設計と機器開発は、国際協定に基づいて1992年から工学設計活動が実施され、2001年7月に完了した。現在、実機発注に向けた発注仕様書の準備を進めている段階で、ITER の建設は2005年頃に開始される予定である。ITER はプラズマの磁気閉じ込めと形状の制御のために超伝導コイルを用いる。超伝導コイル・システムはプラズマを生成するために、信頼性高く動作しなくてはならない。超伝導コイル・システムは機器コストの28%を要し、6年半の長い製造期間が必要になる。そのため、超伝導素線は ITER で最初に購入する部品になる。本稿は、ITERプロジェクトの現在の状況,設計案及び超伝導コイルを解説する。

論文

純チタン管を用いた試験用超伝導コイルの開発; 国際熱核融合実験炉(ITER)の実現を目指して

中嶋 秀夫

チタン, 50(2), p.98 - 101, 2002/04

国際熱核融合実験炉(ITER)を目指した超伝導モデル・コイル計画の一環として、トロイダル磁場コイル(TFコイル)用の純チタン管を用いた試験用超伝導コイルの製作・試験が日本原子力研究所及びロシア・エフレモフ電気物理工学研究所の協力で進められた。その結果、この試験コイルは、モデル・コイルが発生する13テスラの磁場中で、電流値4万6千アンペアで通電され、ITER TFコイルで要求される性能を実証した。この試験コイルの特徴は、ジャケットと超伝導線材の熱収縮量の違いで発生する熱ひずみによる超伝導特性の劣化を防止するため、ジャケットとしてチタン管を使用したことである。また、原研と新日本製鐵(株)との共同開発に基づき、酸素含有量0.106%のロシア製チタン管が今回使用された。本報では、超伝導コイルに純チタン管を使用する利点と純チタン応用のために行った研究開発成果について簡単に解説する。

論文

強制冷却型導体のホットスポット温度の解析

吉田 清; 瀧上 浩幸*; 久保 博篤*

低温工学, 36(11), p.617 - 625, 2001/11

本報は、強制冷却型超伝導導体のホットスポット温度について数値解析を用いた検討結果を報告する。ITERマグネットは、TFコイル及びCSコイル,PFコイル用の3種類の超伝導導体を用いる。それらの導体に含まれる安定化銅の量は、断熱条件で求めたホットスポット温度によって求められている。その条件を満たすために、ITERでは超伝導素線以外に大量の銅素線が必要になってしまっている。しかし、導体の温度や応力は最新の解析ツールを用いて求めることができる。その数値解析で求めたホットスポット温度は、断熱条件で求めた値よりかなり低い温度であった。さらに、ホットスポット温度を決める要素であるクエンチ検出までの遅れ時間も、この数値解析で求めることができた。その結果、撚線内の銅素線の量を減らすことができ、現在のITERマグネットを小型化できる可能性を示した。

論文

First test results for the ITER central solenoid model coil

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

Fusion Engineering and Design, 56-57, p.59 - 70, 2001/10

 被引用回数:14 パーセンタイル:26.14

ITER中心ソレノイド・モデル・コイルは、1992年より設計・製作を開始し、1999年に完成した。2000年2月末に原研に建設されたコイル試験装置への据え付けが終了し、3月より第1回のコイル実験が開始され、8月末に終了した。本実験により、コイルの定格性能である磁場13Tを達成したとともに、コイルに課せられた設計性能が十分に満足されていることを実証することができた。本論文は、上記実験結果につき、直流通電、急速励磁通電、1万回サイクル試験結果としてまとめる。また、性能評価として、分流開始温度特性、安定性特性、クエンチ特性についても言及する。

論文

Analytical studies on the hotspot temperature of cable-in-conduit conductors

吉田 清; 瀧上 浩幸*; 久保 博篤*

Cryogenics, 41(8), p.583 - 594, 2001/08

 被引用回数:8 パーセンタイル:59.19

本報は、強制冷却型超伝導導体のホットスポット温度について数値解析を用いた検討結果を報告する。ITERマグネットは、TFコイル及びCSコイル,PFコイル用の3種類の超伝導導体を用いる。それらの導体に含まれる安定化銅の量は、断熱条件で求めたホットスポット温度によって求められている。その条件を満たすために、ITERでは超伝導素線以外に大量の銅素線が必要になってしまっている。しかし、導体の温度や応力は最新の解析ツールを用いて求めることができる。その数値解析で求めたホットスポット温度は、断熱条件で求めた値よりかなり低い温度であった。さらに、ホットスポット温度を決める要素であるクエンチ検出までの遅れ時間も、この数値解析で求めることができた。その結果、撚線内の銅素線の量を減らすことができ、現在のITERマグネットを小型化できる可能性を示した。

論文

CSモデル・コイル試験装置

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

低温工学, 36(6), p.315 - 323, 2001/06

CSモデル・コイル試験装置は、ITER R&Dで製作されたCSモデル・コイル及びCSインサート・コイルの検証すべきコイル性能を試験する超伝動コイル試験装置である。本装置の最大の特徴は、高出力の大電源(最大出力225MVA: JT-60トロイダル磁場用電源)と大型ヘリウム冷凍システム(5kW@4.5K及び超臨界圧ヘリウムを1.0kg/sまで強制循環可能)を併せ持つ点である。本試験装置は、世界最大の超伝動コイル試験装置となり、CSモデル・コイル及びCSインサート・コイル試験において約5ヶ月間に渡る連続運転にその性能を十分に発揮し試験成功を導いた。本試験装置の設計,仕様,そして、性能について述べる。

論文

CSモデル・コイルとCSインサートコイルのAE計測

二ノ宮 晃*; 新井 和昭*; 高野 克敏*; 中嶋 秀夫; Michael, P.*; Martovetsky, N.*; 高橋 良和; 加藤 崇; 石郷岡 猛*; 海保 勝之*; et al.

低温工学, 36(6), p.344 - 353, 2001/06

原研は、中心ソレノイド・モデル・コイルを用いた国際共同試験により、国際熱核融合炉(ITER: International Thermonuclear Experimental Reactor)の超伝導コイルに要求される特性(13T,46kA)の実証に成功した。本論文では、この実証試験で測定したAE信号を解析し、励磁過程及びトレーニング過程においてコイル各部に発生したAE信号相互の関係を明らかにした。また、10,000回の繰り返し通電試験を行った際に発生したAE特性の推移について検討し、3000から4000サイクルの間に他の領域には明らかに異なる特性を見いだし、コイルまたはコイル近傍でAE特性を変化させる事象が発生した可能性を示し、AE計測によるコイル健全性診断が可能であるという結論を得た。

論文

ITER中心ソレノイド・モデル・コイルの実験

辻 博史; ITER中心ソレノイド・モデル・コイル実験チーム

平成12年度電気学会原子力研究資料(NE-00-2), p.7 - 12, 2000/09

ITERの中心ソレノイド・コイルの工学設計の妥当性を確認するために、超伝導モデル・コイルを製作し、その実験を行った。その結果、13T,640MJ,46kAの定格作動条件へ0.6T/Sの速度(開発目標の1.5倍)にて励磁することに成功した。この結果により、ITER中心ソレノイド・コイルの工学設計の妥当性を実証するとともに、蓄積エネルギーにて世界最大の超伝導パルス・コイルが実現した。

論文

超臨界圧ヘリウム・ポンプ

加藤 崇

ターボ機械, 28(9), p.536 - 545, 2000/09

核融合炉用超伝導コイル冷却に必要な超臨界圧ヘリウム・ポンプについて、これまで原研が開発してきた3台のターボ・ポンプを中心に解説し、展望する。核融合炉用超伝導コイルにおける超臨界圧ヘリウム循環冷却方式の必要性、並びにその冷却にターボ・ポンプを使用することの優位性について解説を行う。そして原研が開発した世界最大容量を有する超臨界圧ヘリウム・ターボポンプについて、設計・性能を紹介し、極低温ヘリウムにおけるターボ機械応用の有効性を述べる。

論文

AC loss performance of the 100kwh SMES model coil

浜島 高太郎*; 花井 哲*; 和智 良裕*; 嶋田 守*; 小野 通隆*; Martovetsky, N.*; Zbasnik, J.*; Moller, J.*; 高橋 良和; 松井 邦浩; et al.

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 10(1), p.812 - 815, 2000/03

 被引用回数:10 パーセンタイル:43.65(Engineering, Electrical & Electronic)

100kwh SMESモデルコイルの交流損失特性を原研の試験装置及び、米国ローレンス・リバモア国立研究所の試験装置を用いて試験し、両結果はほぼ一致した。長時定数の結合損失の存在も確認した。改良導体として、CuNi被覆素線を用いた導体で小コイルを製作し、結合損失を1/6まで減少することができた。また、小コイルでは長時間の時定数は測定されなかった。

報告書

ITER cryostat main chamber and vacuum vessel pressure suppression system design

伊藤 彰*; 中平 昌隆; 高橋 弘行*; 多田 栄介; 中島 義種*; 上野 修*

JAERI-Tech 99-026, 158 Pages, 1999/03

JAERI-Tech-99-026.pdf:6.58MB

クライオスタットは真空容器と超伝導コイルを格納する円筒状容器であり、4Kという低温で運転される超伝導コイルの真空断熱を目的に、クライオスタット内部は圧力が10$$^{-4}$$Paに維持される。また、クライオスタットは放射性物質の第2障壁を形成する。圧力抑制システムは炉内冷却水漏洩により、真空容器内部圧力が設計値0.5MPa以上となることを防止するためのシステムであり、真空容器及び生体遮蔽体の下方に設置される圧力抑制タンク並びに真空容器とタンク間を接続する放出配管からなる。今回、ITER用クライオスタット及び圧力抑制システムの構造設計並びに製作、現地組み立て手順及びスケジュールの検討を行い、詳細構造を明らかにしたので、これを報告する。

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。

75 件中 1件目~20件目を表示