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論文

Present status of manufacturing and R&Ds for the JT-60SA tokamak

東島 智; 鎌田 裕; Barabaschi, P.*; 白井 浩; JT-60SAチーム

Fusion Science and Technology, 68(2), p.259 - 266, 2015/09

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

The JT-60SA superconducting tokamak is now under construction toward the first plasma in March 2019 as a joint project between the Broader Approach (BA) Satellite Tokamak Programme of Europe and Japan, and the Japanese national programme. The JT-60SA mission is to contribute to early realization of fusion energy by supporting ITER and by complementing ITER in resolving key physics and engineering issues for DEMO reactors. Before procurements of the major components, some R&Ds for key techniques were performed. By May 2014, 23 procurement arrangements (PAs) have been launched (JA: 13PAs, EU: 10PAs) covering 87% of the total cost of the BA Satellite Tokamak Programme, and the main components have entered the manufacturing stage. In addition, the JT-60SA tokamak assembly started since January 2013. This paper summarizes the recent progress of the JT-60SA project.

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

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

Updating the design of the feeder components for the ITER magnet system

吉田 清; 高橋 良和; 礒野 高明; Mitchell, N.*

Fusion Engineering and Design, 75-79, p.241 - 247, 2005/11

 被引用回数:10 パーセンタイル:59.05(Nuclear Science & Technology)

約50GJの磁気エネルギーを蓄積するITER用超伝導コイル・システムは、核発熱や交流損失などで約23kWの熱が発生する。30本のフィーダーはその発熱を除去するための冷媒と、コイルに電流を供給する。フィーダーは、電源や冷凍機との取合を行うコイル端子箱(CTB),コイルの熱収縮を緩和するS字曲げ導体を収納するクライオスタット貫通部,クライオスタット内のフィーダーなどから構成される。またCTB内には、極低温装置へ電流を供給する電流リードが配置される。電流リードは、冷媒流量制御が容易で、狭い場所での水平配置が可能なガス冷却型電流リードに超臨界圧ヘリウムを供給する方式とした。本報告は、機器配置を最適化するとともに部品構造の改良を行った最新のフィーダー設計を示す。

論文

Steady-state operation scenarios with a central current hole for JT-60SC

玉井 広史; 石田 真一; 栗田 源一; 白井 浩; 土屋 勝彦; 櫻井 真治; 松川 誠; 逆井 章

Fusion Science and Technology, 45(4), p.521 - 528, 2004/06

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

非定常1.5次元プラズマ輸送解析コード(TOPICS)を用いて、JT-60を超伝導化する改修装置(JT-60SC)における中心電流ホールつき非誘導電流駆動プラズマの時間発展を模擬した。JT-60Uの負磁気シア配位における実験結果から導かれた熱・粒子輸送係数を磁気シアの函数として与えて解析し、プラズマ電流1.5MA,トロイダル磁場2T,95%の磁気面における安全係数(q$$_{95}$$)4.5で閉じ込め改善度(HH$$_{y2}$$)が約1.4,規格化ベータ値($$beta$$$$_{N}$$)が3.7,自発電流割合が約75%の非誘導完全電流駆動プラズマにおいて電流ホールが小半径の約30%の領域まで達したプラズマを、約60秒と、ほぼ定常に維持できることを示した。また、電流ホールつき定常プラズマを得るには、自発電流及び内部輸送障壁の形成領域と電流ホールの位置関係が重要であることが示唆されている。得られたプラズマ分布をもとにMHD解析コード(ERATO-J)によってプラズマの安定性を評価した結果、導体壁をプラズマ近傍に設置することにより$$beta$$$$_{N}$$の限界が4.5まで上昇することが示された。

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:71.47(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

Research activities on Tokamaks in Japan; JT-60U, JFT-2M and TRIAM-1M

二宮 博正; 狐崎 晶雄; 清水 正亜; 栗山 正明; JT-60チーム; 木村 晴行; 川島 寿人; 都筑 和泰; 佐藤 正泰; 伊世井 宣明; et al.

Fusion Science and Technology, 42(1), p.7 - 31, 2002/07

 被引用回数:12 パーセンタイル:27.27(Nuclear Science & Technology)

先進定常トカマク運転に必要な高い総合性能を維持する科学的基盤を確立するため、JT-60Uは改善閉じ込めモードの運転制御シナリオの最適化を進め、各種のプラズマ性能を向上してきた。この結果、定常トカマク炉に向けた顕著な成果を得た。これらの成果の詳細を報告する。JFT-2Mでは、高性能プラズマの開発と核融合炉で採用が予定されている構造材料開発のための先進的研究と基礎的な研究を進めている。真空容器外側に設置したフェライト鋼により、トロイダル磁場リップルが減少することが示された。真空容器内の20%の領域にフェライト鋼を設置しても、プラズマ性能への影響は見られなかった。TRIAM-1Mの結果についても報告する。

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

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:38.78(Thermodynamics)

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

パンケーキ巻線方式による中心ソレノイド・コイルの設計

吉田 清; 西 正孝; 辻 博史; 佐々木 崇*; 保川 幸雄*; 塚本 英雄*; 田戸 茂*; 重中 顕*; 住吉 幸博*; 長谷川 満*

日本原子力学会誌, 37(10), p.938 - 947, 1995/00

 被引用回数:2 パーセンタイル:28.84(Nuclear Science & Technology)

国際核融合実験炉(ITER)の中心ソレノイドCSコイルにはパンケーキ巻線方式とレヤー巻線のいずれの製作法を採用すべきかの議論があった。コイルの電磁力支持法は、CSコイルを中心支柱としてTFコイルの向心力を支持するバッキング支持法を前提とした場合、レヤー巻は巻線内の機械的均一性に優れるが、製作法に未解決な問題点が多い。一方、パンケーキ巻は製作性には優れるが、導体接続場所がコイルの外周側になるため、TFコイルの向心力支持のための機械的問題がある。本紙では、いくつかの新たな技術を採用して、パンケーキ巻線をバッキング支持方式に適用できないかを検討した結果を報告する。

論文

Verification tsets of the Nb$$_{3}$$Sn demo poloidal coil(DPC-EX)

高橋 良和; 安藤 俊就; 西 正孝; 辻 博史; 檜山 忠雄; 奥野 清; 吉田 清; 中嶋 秀夫; 小泉 興一; 多田 栄介; et al.

Proc. of the 11th Int. Conf. on Magnet Technology,Vol. 2, p.862 - 867, 1990/00

現在製作が進められているDPC-EXは、Nb$$_{3}$$Sn導体のトカマク型核融合炉用ポロイダルコイルへの適応性を実証するための超電導コイルである。本コイルの内径及び外径は、1m及び1.6mで、定格電流値は10Tにおいて10kAである。cable-in-conduit型強制冷却導体である。この実寸大導体の80kレベル及び4kレベルにおける圧力損失および8Tから11Tにおける臨界電流値を測定したので、その結果を報告する。

論文

核融合用大型超電導コイルの開発

辻 博史; 島本 進

核融合研究, 57(3), p.139 - 154, 1987/03

核融合用大型超電導コイルの開発について下記の紹介を行なう。(1)次期大型核融合装置の技術的要求内容、(2)核融合用超電導磁石の構造、(3)技術開発の進捗状況、(4)今後の核融合炉設計との関連

論文

Design selections for the fabrication of the demonstration poloidal coil

辻 博史; 吉田 清; 安藤 俊就; 高橋 良和; 西 正孝; 多田 栄介; 奥野 清; 小泉 興一; 中嶋 秀夫; 加藤 崇; et al.

Transactions of the American Nuclear Society, 52, P. 311, 1986/00

昭和60年度より着手された実証ポロイダル・コイルの製作設計にあたって、すでに判断を行なった冷凍方式等に関する基本的選択の内容とその基礎となる考察について紹介する。

論文

A 16-T superconducting toroidal coil development for a tokamak fusion machine

西 正孝; 安藤 俊就; 高橋 良和; 檜山 忠雄; 河野 勝己; 押切 雅幸*; 島本 進

Transactions of the American Nuclear Society, 52, p.310 - 311, 1986/00

トカマク型核融合炉用超伝導トロイダルコイル開発を目指し、16Tをターゲットとしたコイル開発作業が進行中である。この作業の現状と結果、今後の計画について述べる。

報告書

20MJ超電導パルスコイルの機械的検討

服部 泰秀*; 島本 進

JAERI-M 85-147, 48 Pages, 1985/09

JAERI-M-85-147.pdf:0.93MB

円形の超電導コイルに関し、各種モデルによる発生応力の計算手法を述べると共に、これらのうちの主要なものについては、マイクロ・コンビュー夕によるプログラムを作成した。そして、これを浸漬旗冷凍方式の20MJ超電導パルスコイルに適用し、コイル大型化に向けての問題点及びその解決法を指摘した。また、超電導パルスコイル特有の問題の一つである撚線タイプ導体の引張ヤング率についても言及し、その評価法を確立した。

論文

プール冷凍型(日本)および強制冷凍型(ユーラトム)LCTコイル国内実験結果の比較評価

辻 博史; 島本 進; A.Ulbricht*; P.Komarek*; H.Katheder*; F.Wuechner*; G.R.Zahn*

低温工学, 20(6), p.337 - 349, 1985/00

本件は、日本及びユーラトムのLCT国内実験結果を比較評価したもので、すでに同タイトル、同著者にて、今年 Cryogenics誌へ投稿済であるが、「低温工学」編集委員会の依頼に応じて、日本語訳を作成したものである。

報告書

クラスター・テスト装置の設計・建設および実験

島本 進; 安藤 俊就; 檜山 忠雄; 辻 博史; 高橋 良和; 多田 栄介; 西 正孝; 吉田 清; 奥野 清; 小泉 興一; et al.

JAERI-M 82-044, 189 Pages, 1982/06

JAERI-M-82-044.pdf:5.06MB

核融合用超電導コイルをトロイダル配列でテストするための装置として、クラスター・テスト装置を建設した。本装置は試験装置ではあるが、装置の構成要素である、2ケのコイルは設計磁界7Tの大型超電導コイルであり、それ自身、開発的意味をもつものである。昨年8月、He冷凍系では若干の障害に遭遇したが、装置の定格電流による励磁試験に成功した。このとき、とくに、コイル脚部の熱侵入量が大きかったため、改善検討を加え、本年4月、再度、冷却、励磁試験を行い、所定の性能を確認した。

報告書

Annual Report of the Fusion Research and Development Center for the Period of April 1,1980 to March 31,1981

核融合研究開発推進センター

JAERI-M 82-027, 339 Pages, 1982/03

JAERI-M-82-027.pdf:9.46MB

核融合研究開発センターにおける昭和55年度の研究開発の現状とその成果をとりまとめた報告書である。内容は11章から構成され、核融合研究における理論解析、プラズマ閉じ込めの実験、トカマク装置の技術開発、ダブレットIII実験、プラズマ加熱装置の開発、超伝導磁石の開発、トリチウム技術の開発、核融合炉のシステム設計、JT-60(大型トカマク装置)の製作、真空技術に関する開発、および次期大型トカマク装置の開発などの作業状況がまとめられている。

報告書

核融合実験炉超電導マグネットの設計,2

炉設計研究室

JAERI-M 8666, 230 Pages, 1980/03

JAERI-M-8666.pdf:5.45MB

第2次予備設計基本仕様に基づき、出力125MWの核融合実験炉超電導マグネットシステムに関する設計研究を行った。本研究の目的は(1)超電導マグネットシステムの概念を明確にすること、(2)第1次予備設計でそれぞれ独立に成されたトロイダルマクネットとポロイダルマクネットの設計において生じた問題点を解決すること、(3)超電導マグネットシステムに関する設計製作上の問題点を抽出し、今後に進められる実験炉の設計、開発に資することである。本研究にぉいては、トロイダルコイルの電気絶縁物とヘリウム槽に関して若干の問題点を残したが、マグネットシステム全体に影響を及ぼす設計上の問題点は残されていない。製作上の主たる問題点としては、ポロイダルコイルのFRPヘリウム槽、超電導導体の巻線方法があげられる。これらについては今後の研究課題としたい。

報告書

核融合実験炉超電導ポロイダルマグネットの安全性解析

炉設計研究室

JAERI-M 8140, 185 Pages, 1979/03

JAERI-M-8140.pdf:4.36MB

前回行なった核融合実験炉超電導ポロイダルマグネットの概念設計(JAERI-M7200)を安全性の観点から見直し設計を更に詳細化したものである。前回の設計と特に変更した点は空心変流器の起磁力を60MATから48MATに減少したことでえあり、これによりマグネット材料の応力値を低下すると共に超電導線材の安定性も向上した。超伝導マグネットにおいて予想される故障の主なものは、超伝導コイルのクエンチの問題とクライオスタットの断熱真空容器の真空劣化でありその際の解析対策の検討を行った。

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