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論文

Cryogenic neutron detector comprising an InSb semiconductor detector and a supercritical helium-3 gas converter

中村 龍也; 片桐 政樹; 荒殿 保幸; 神野 郁夫*; 菱木 繁臣*; 杉浦 修*; 村瀬 徳博*

Review of Scientific Instruments, 75(2), p.340 - 344, 2004/02

 被引用回数:6 パーセンタイル:37.25(Instruments & Instrumentation)

数10ミクロン以下の位置分解能と数ナノ秒の時間分解能を持つ中性子検出器として、InSb半導体素子と超臨界ヘリウム3ガスとからなる低温中性子検出器を提案し試作検出器によりその検出原理を確認した。従来のヘリウム3ガスを使用した中性子検出器において数10ミクロンの高い位置分解能を得るには100気圧を超えるガスを封入する必要がある。そのような条件下では、十分なガスゲインが得られないこと、また、チャンバの機械的制限を受ける等の問題があった。われわれは、4.2Kという低温環境を積極的に利用することで常温100気圧以上に相当するヘリウム3ガス密度を数気圧のガス圧で実現し、かつ、低温下で高速に動作するInSb半導体検出素子で中性子捕獲反応により生じるプロトン,トリトンを直接検出しその解決を図った。本検出手法によると4.2K, 10気圧程度のヘリウム3ガス圧下で数10ミクロン以下の位置分解能と数ナノ秒の時間分解能も期待される。試作検出器を用いて4.2K, 1.6気圧以下のガス圧において中性子検出性能を評価した結果、中性子を検出できること,現状で約80nsecの時間分解能を持つことなどを確認した。

論文

Design and performance analysis of the ITER cryoplant and cryo-distribution subsystem

Guillemet, L.*; Jager, B.*; Haange, R.*; 濱田 一弥; 原 英治*; Kalinin, G.*; 加藤 崇; Millet, F.*; Shatil, N.*

Proceedings of 19th International Cryogenic Engineering Conference (ICEC-19), p.105 - 108, 2002/07

ITER国際チームは、日本原子力研究所との共同で、国際熱核融合実験炉(ITER)の超伝導コイルを冷却するためのヘリウム冷凍システムを設計した。本冷凍機は、核融合試験装置用としては世界最大規模であり、4Kで48kWの冷凍能力と0.16kg/sの超臨界ヘリウムの供給能力を有する。本設計には、原研のITER中心ソレノイド・コイルの冷却で実績のある、超臨界ヘリウム・ポンプと低温排気圧縮機の技術が採用されている。ITERでは、低温熱負荷がプラズマ燃焼試験と共に変動するので、冷凍機の動作が不安定になることを避けるために、熱負荷を平準化する機構を冷凍システムに設けた。この様な工夫により、冷凍システムの規模を極力小さくすることができるとともに、コイルを安定に運転することが可能となった。

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

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。

報告書

強制冷凍超電導コイルの流量低下現象とコイル安定運転限界に関する研究

杉本 誠

JAERI-Research 2000-069, 134 Pages, 2001/03

JAERI-Research-2000-069.pdf:7.46MB

強制冷凍超電導コイルでは、この運転条件により、冷媒である超臨界ヘリウムの供給流量が低下することを本研究において初めて見いだした。この流量低下現象には、コイルのパルス運転(定常流量低下現象)によるものと、コイル内の常伝導転移(非定常流量低下現象)によるものがあり、それぞれの場合で流量低下量を精度良く予測できるようにした。これにより、コイルのパルス運転では、必要な最小流量を算出できる手法を確立した。また、常伝導転移による流量低下から、内部で消費されたエネルギーを予測し、精度のよい動作判定方法を開発した。

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

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:24.36(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:24.54(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

Development of a 1-kg/s scale supercritical helium pump

河野 勝己; 加藤 崇; 濱田 一弥; 榛葉 透*; 辻 博史; 佐治 脩好*; 金子 幸夫*; 朝倉 啓*; 吉永 誠一郎*

Proceedings of 17th International Cryogenic Engineering Conference (ICEC17), p.255 - 258, 1998/00

国際熱核融合実験炉(ITER)をめざした強制冷凍型超電導コイルとその冷却システムの開発を行っている。ITERでは、45K,0.6MPaの超臨界圧ヘリウム(SHe)を流量3kg/s、ポンプ・ヘッド0.3MPaで供給することが要求されている。今回、その1/3スケールである1kg/sのSHeポンプを開発したことについて述べる。性能試験の結果、最大流量1,100g/s最大ポンプ・ヘッド0.25MPaは、70,000rpm、流量700g/sで達成し、断熱効率は、70%以上であること、また、極めて安定に動作することを確認することができた。設計と実測データの無次元負荷能力曲線を得ることができ、ITER用大流量ポンプの設計データベースを得ることができた。

論文

核融合装置用大電流超電導導体の性能評価試験装置

高橋 良和; 押切 雅幸*; 河野 勝己; 塙 博美*; 今橋 浩一*; 関 秀一*; 大都 起一*; 若林 宏*; 高野 克敏*; 宇野 康弘*; et al.

低温工学, 33(5), p.323 - 333, 1998/00

核融合装置に用いられる大電流超電導導体の性能を、超電導コイルの開発段階において、評価するための装置が完成した。外部磁場11T、通電電流値60kA、冷媒温度5~16Kの条件で、サンプルを評価することが可能である。本装置を用いて、中心ソレノイド・モデル・コイル用導体及び導体接続部の実験を行う予定である。本装置の設計とともに、試運転の結果を報告する。

論文

SMESモデル・コイル; 初期冷凍・熱特性

濱田 一弥; 加藤 崇; 河野 勝己; 本田 忠明*; 種田 雅信*; 関口 修一*; 今橋 浩一*; 大都 起一*; 田尻 二三男*; 大内 猛*; et al.

低温工学, 33(7), p.467 - 472, 1998/00

SEMSモデル・コイルは、強制冷凍型導体を使用した4層ダブルパンケーキのコイルで、全質量は4.5トンである。ITER CSモデルコイル用に開発された冷凍機を用いて、コイルに過大な熱歪みを加えぬよう感度制御しながら初期冷凍を行い、目標である10日以内に初期冷凍を終了した。熱負荷を測定したところ、7.5Wであり、設計値と比較して同程度であった。

論文

Heat transfer characteristics of a plate-fin type supercritical/liquid helium heat exchanger

加藤 崇; 三宅 明洋*; 檜山 忠雄; 河野 勝己; 岩本 収市*; 戎 秀樹*; 高橋 強*; 濱田 一弥; 辻 博史; 塚本 信行*; et al.

Cryogenics, 32(92 SUPPL), p.260 - 263, 1992/00

超臨界圧ヘリウムでは例の少ないプレート・フィン型熱交換器の伝熱特性について、実験及び数値解析を行ない、将来核融合炉超電導磁石冷却に用いられる本型式の熱交換器設計データ・ベースを得た。実験結果として、超臨界圧ヘリウムと液体ヘリウムの本熱交換器における熱伝達特性を明らかとし、また、パルス的熱負荷応答に対する特性についてもデータを得た。数値解析では、液体ヘリウム側の流動様式を区別する手法により得られたデータを良く近似できることがわかった。

論文

Cryogenic helium pump system for the development of superconducting magnets in a Fusion Experimental Reactor

加藤 崇; 高橋 強*; 河野 勝己; 檜山 忠雄; 濱田 一弥; 岩本 収市*; 戎 秀樹*; 三宅 明洋*; 辻 博史

Fusion Technology 1992, p.887 - 891, 1992/00

核融合実験炉には大型で、超臨界圧ヘリウムを冷媒とする強制冷却型超電導磁石が必要とされる。このような磁石を効率良く冷却する方法として極低温ポンプを用いた循環ループ・システムが最も適している。日本原子力研究所はこの極低温ポンプを2台、設計・製作し、性能試験を行なった。その結果、目標としたポンプの特性を充分に得ることができ、特に、ポンプの断熱圧縮効率は、最高86%に達し、極低温ポンプを用いた強制冷却型超電導磁石の冷却方法の優位性を実証することができた。

論文

Cryogenic system design and its component development for Fusion Experimental Reactor(FER)

加藤 崇; 多田 栄介; 檜山 忠雄; 河野 勝己; 川越 英司*; 石田 秀昭*; 吉田 純*; 上谷内 洋一*; 島本 進

Fusion Technology 1990, p.1535 - 1539, 1991/00

原研では、核融合実験炉用冷凍システムの設計を進め、合わせて、本システムに必要とされる冷凍機器の開発も行っている。本冷凍システムは、約100kW程の冷凍能力が必要とされ、これを賄う為に、夫々の能力が30kWの冷凍システム4ユニットにて構成する。また、超臨界圧ヘリウムを冷凍する超電導コイルの冷却には、極低温ヘリウムポンプを用いた冷却システムを採用した。冷凍機器開発として、10kW級膨張タービン及び、600g/s級極低温ヘリウムポンプの開発を行なった。これらの開発結果は、30kW級冷凍システム開発における技術ベースを与えるに充分のものであっ。

論文

実証ポロイダルコイル付属冷凍系; 大型低温循環ポンプ性能試験結果

山村 秀政*; 多田 栄介; 加藤 崇; 檜山 忠雄; 河野 勝己; 星野 雅弘*; 佐藤 昌彦*; 島本 進; 原口 憲次郎*; 岩田 章*; et al.

低温工学, 24(1), p.36 - 43, 1989/01

原研は、川崎重工(株)と協同で、世界最大の超臨界圧ヘリウムポンプを開発した。本ポンプは、強制冷凍型超電導パルスコイルである実証ポロイダルコイル(DPC)に超臨界圧ヘリウムを供給するものである。本ポンプでは、丈流量と高ポンプ効率を実現するために、ダブルアクティングベローズ機構を採用した。性能試験では、設計点である、流量350g/s、ポンプヘッド1.0bar、動作圧力10bar及び6barの運転が達成され、この時、ポンプ断熱効率も64%と計測され、設計効率60%を上回る結果が得られた。

報告書

強制冷凍型超電導コイル安定性解析コード,ALPHEII

山口 方土*; 多田 栄介; 斉藤 博一*; 島本 進

JAERI-M 85-108, 24 Pages, 1985/08

JAERI-M-85-108.pdf:0.73MB

超臨界圧ヘリウムによる強制冷凍方式は、超電導コイルの機械的強度等に優れており、核融合炉用超電導コイルに必要不可欠な冷凍方式である。本報告は、強制冷凍型超電導コイルの熱的安定性を理論的に解析する計算コード「ALFHEII」に関するものであり、安定性基準を定量的に把握することができる。

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