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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:6 パーセンタイル:39.96(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

Fabrication of 8Cr-2W ferritic steel tile for reduction in toroidal magnetic field ripple on JT-60U

工藤 祐介; 沢井 友次; 櫻井 真治; 正木 圭; 鈴木 優; 笹島 唯之; 林 孝夫; 高橋 龍吉*; 本田 正男; 實川 資朗; et al.

Journal of the Korean Physical Society, 49(96), p.S297 - S301, 2006/12

JT-60Uでは、大体積運転においてプラズマ加熱の低下,プラズマ対向機器への熱負荷の増大を引き起こすトロイダル磁場のリップル損失を低減するため、フェライト鋼製タイルの導入を図った。JT-60Uでは重水素運転であるため、中性子発生量が低いことから、フェライト鋼として、F82Hの放射化元素の含有成分の制限を緩めた8Cr-2W-0.2V鋼を製作した。製造されたフェライト鋼は焼戻しマルテンサイト構造を示し、十分な、磁気,機械特性であった。鋼板の飽和磁化は573Kで1.7Tであり、予想より低かったものの、JT-60Uの運転では十分有効であることが計算により確認された。8-9Crフェライト鋼の飽和磁化に対する材料条件を調べることは、フェライト鋼を炉内構造物として使用する将来の核融合装置において重要である。

論文

The Roles of plasma rotation and toroidal field ripple on the H-mode pedestal structure in JT-60U

浦野 創; 神谷 健作; 小出 芳彦; 滝塚 知典; 大山 直幸; 鎌田 裕; JT-60チーム

Plasma Physics and Controlled Fusion, 48(5A), p.A193 - A199, 2006/05

 被引用回数:10 パーセンタイル:35.64(Physics, Fluids & Plasmas)

JT-60Uにおいて、異なるトロイダル磁場リップルで、トロイダル運動量入力を変化させたパワースキャンを行い、Hモードのペデスタル構造の特性を調べた。ペデスタル圧力は高速イオンの損失パワーの減少とともに増大することがわかった。一方で、トロイダル回転によって、ペデスタル圧力は大きく変化しなかった。しかしながら、リップル損失の少ないHモードプラズマでもプラズマ電流に対して順方向のトロイダル回転が大きいほど、高エネルギー閉じ込めが得られることがわかった。

論文

Fatigue assessment of the ITER TF coil case based on JJ1 fatigue tests

濱田 一弥; 中嶋 秀夫; 高野 克敏*; 工藤 祐介; 堤 史明*; 奥野 清; Jong, C.*

Fusion Engineering and Design, 75-79, p.87 - 91, 2005/11

 被引用回数:8 パーセンタイル:50.68(Nuclear Science & Technology)

ITER TFコイル・ケースのインボード側(D形状の直線部及び上下コーナー部)材料は、4Kで、0.2%耐力が1000MPa以上,破壊靱性値200MPam$$^{0.5}$$以上が要求される。原研が、鉄鋼メーカーと共同で開発したJJ1は、これらの要求を満足するステンレス鋼であり、インボード材料の候補となっている。TFコイル・ケースには繰り返し荷重が加わるが、これまで、ケース材料の母材及び溶接部の疲労寿命(S-N)特性については、十分なデータがなく、この面からの疲労解析はほとんど行われてこなかった。今回、JJ1について、母材及び溶接部の疲労寿命を、1万から200万サイクルまで、4.5Kで詳細に測定し、S-N曲線を得た。そして、原研が策定に協力しているITER構造技術基準(案)に則り、破断回数に対して20倍、応力強さ振幅に対して2倍の安全率を考慮した設計S-N曲線を導き、TFコイル・ケースの繰り返し荷重に関する疲労評価を実施した。その結果、TFコイルの仕様である6万回の繰り返し荷重に対して、疲労設計が技術基準案を満たすことを示した。

論文

Effective bending strain estimated from $$I$$$$_{c}$$ test results of a D-shaped Nb$$_{3}$$Al CICC coil fabricated with a react-and-wind process for the National Centralized Tokamak

安藤 俊就*; 木津 要; 三浦 友史*; 土屋 勝彦; 松川 誠; 玉井 広史; 石田 真一; 小泉 徳潔; 奥野 清

Fusion Engineering and Design, 75-79, p.99 - 103, 2005/11

 被引用回数:1 パーセンタイル:10.86(Nuclear Science & Technology)

トカマク国内重点化装置のTFコイルはNb$$_{3}$$Al導体を用い、リアクト・アンド・ワインド法で製作することが検討されている。その製作方法の妥当性を実証するために、実機サイズの導体に0.4%の曲げ歪みを加えて巻き線したコイルサンプルを試作し、試験した結果、その臨界電流値は曲げ歪みを加えていない導体サンプルの臨界電流値とほとんど同じであった。このことは、コイル製作時の曲げ歪みによって臨界電流値が約10%低下するとの予想に反し、実機コイルの製作には朗報である。この現象について解析を行った結果、導体のケーブル部を構成するNb$$_{3}$$Al線が曲げ加工中に互いに滑ったことが予想された。その考察,解析について議論する。

論文

On the poloidal localization and stability of multi-faceted asymmetric radiation from the edge (MARFE)

Chankin, A. V.

Physics of Plasmas, 11(4), p.1484 - 1492, 2004/04

 被引用回数:9 パーセンタイル:30.24(Physics, Fluids & Plasmas)

実験的に観測されているMARFEの安定なポロイダル局在位置について考察した。MARFEはSOLに存在する新古典理論から予測される径電場による${it E}$$$times$$${it B}$流によりその安定存在位置が決まる。つまり、磁場勾配によるイオンのドルフと方向がX点に向かうときにはMAEFEはX点近くに局在するが、磁場の方向を反転すると${it E}$$$times$$${it B}$流が変化し、X点と反対方向の安定点にシフトする。

報告書

FEMAG/OFMCコードを使用したフェライト鋼によるリップル補正磁場中の高速イオン損失計算

浦田 一宏*; 篠原 孝司; 鈴木 正信*; 鎌田 功*

JAERI-Data/Code 2004-007, 45 Pages, 2004/03

JAERI-Data-Code-2004-007.pdf:5.63MB

トカマク型核融合装置では、離散的トロイダル磁場コイル(TFC)のつくるトロイダル磁場にリップルが存在して高速イオンの損失を招き、真空容器の損傷につながる。近年、強磁性体を用いてリップル損失を低減する手法が提案され、低放射化,高熱伝導率特性を併せ持った低放射化フェライト鋼の核融合炉への導入が検討されている。しかし実際の装置では、他機器との干渉のため、リップル低減に効果的なトロイダル対称性を持ったフェライトの設置が困難となる場合がある。また損失境界である第一壁形状がトロイダル対称性を持たない場合がある。このような理由から実機に即したリップル補正磁場中の高速イオン損失計算を行うためには、トロイダル非対称性を取り扱えることが望ましい。そこで、フェライト鋼によるリップル補正磁場を計算するFEMAG(FErrite generating MAGnetic field)コードの開発を進め、トロイダル非対称の場合でも全トーラス磁場の計算を高速で行えるようにした。さらにこの磁場データを基礎として、高速イオン損失を計算する軌道追跡モンテカルロコードOFMC(Orbit Following Monte Carlo)をトロイダル非対称性が取り扱えるように改良した。FEMAG/OFMCコードの使用方法,JFT-2M装置による実験結果の解析評価とトカマク国内重点化装置の設計検討への適用について報告する。

論文

A New intelligent coil current control system combined with a synchronous generator and a diode rectifier

島田 勝弘; 大森 栄和; 古川 弘*; 寺門 恒久; 松川 誠; 栗原 研一

Proceedings of International Conference on Electrical Engineering 2004 (ICEE 2004), p.777 - 781, 2004/00

同期発電機とダイオード整流器で構成される電源を用いてトカマク型核融合装置JT-60のトロイダル磁場コイル電流を制御する新しいシステムの開発を行った。このコイル電流制御では、状態フィードバック制御手法を採用し、高精度でほぼ任意のパターンで電流を変化させることを可能とした。さらに、発電機界磁電流,発電機端子電圧及びトロイダル磁場コイル電圧のリミタ機能や、安全のためにリアルタイムでのコイル異常検出機能も設けている。開発された新しいコイル電流制御システムの動作試験及びコイル通電試験を行い、システムの健全性を確認した。本発表では、新しいコイル電流制御システムの設計・製作・試験について報告する。

論文

Development of a Nb$$_{3}$$Al conductor for toroidal field coils

小泉 徳潔; 安藤 俊就*; 中嶋 秀夫; 松井 邦浩; 杉本 誠; 高橋 良和; 奥野 清; 木津 要; 三浦 友史; 土屋 勝彦; et al.

Proceedings of 20th IEEE/NPSS Symposium on Fusion Engineering (SOFE 2003), p.419 - 422, 2003/10

13T以下の磁場で運転されるTFコイル用導体として、Nb$$_{3}$$Sn導体が開発された。しかし、Nb$$_{3}$$Snは歪に弱く、磁場が高くなると性能低下が大きい。このため、13Tを超える磁場での使用は困難である。他方、Nb$$_{3}$$Alは歪に強く、潜在的にはNb$$_{3}$$Snより高い臨界電流値を有するため、次世代の超電導導体として考えられている。そこで、原研では80年代より、Nb$$_{3}$$Al導体の開発を行ってきた。第一段階では、素線の大量生産技術を開発した。第二段階で、大型コイルの開発を行い、定格点の134T-46kAまでの励磁に成功した。これらの成果から、JT-60SCのTFコイル導体として、Nb$$_{3}$$Al導体の開発も進めている。D型のコイルを製作し、成功裏に試験することができた。以上の結果は、16T級TFコイルNb$$_{3}$$Al導体の開発に多大な貢献をし、本開発は着実に進んでいる。

論文

Current point formation and magnetic reconnection process in nonlinearly destabilized double tearing modes

石井 康友; 安積 正史; 岸本 泰明

Physics of Plasmas, 10(9), p.3512 - 3520, 2003/09

 被引用回数:9 パーセンタイル:29.65(Physics, Fluids & Plasmas)

負磁気シアプラズマで重要となるダブルティアリングモード(DTM)の非線形不安定化過程における電流点形成の詳細な過程と、その爆発的成長領域での役割を明らかにした。電流点形成は、これまでに知られている電流シートを伴った磁気再結合過程とは反対に、DTMの成長とともに磁気再結合領域に形成されるプラズマ電流の縦横比(逆アスペクト比)が増大することを初めて明らかにした。異なった抵抗値に対しては、形成される電流点の逆アスペクト比,絶対値が異なる。この性質が、爆発敵領域での非線形成長率の抵抗値非依存性の原因であることを明らかにした。さらに、トロイダル配位でのシミュレーションを行うことにより、乱雑磁場中においても、コヒーレントな電流点構造が形成・維持される可能性を示した。

論文

核融合炉応用を目指したNb$$_{3}$$Al導体の開発と大型超電導コイルへの適用

小泉 徳潔; 奥野 清; 中嶋 秀夫; 安藤 俊就*; 辻 博史

低温工学, 38(8), p.391 - 398, 2003/08

原研は、1980年代にNb$$_{3}$$Al導体の開発を開始し、1990年代終りには約1トンのNb$$_{3}$$Al線を製造し、150m長の大電流Nb$$_{3}$$Al導体を開発した。本導体を用いてNb$$_{3}$$Alインサート・コイルを開発し、試験した。本コイルの開発では、コイル端子の電気的接続部の開発や、従来の知見では予想されていなかった熱応力への対処法の考案等を行った。さらに、Nb$$_{3}$$Alインサート・コイルの製作では、Nb$$_{3}$$Al線の歪による臨界電流値の低下が小さいことを利用して、Nb$$_{3}$$Al生成熱処理後に巻線加工を行うことで、コイル製作方法を簡易にする手法を採用した。この手法の適用性検証のため、熱処理後の導体に人為的に曲げ歪を印加した。このようにして、2001年1月にNb$$_{3}$$Alインサート・コイルの製作を完了し、2002年4月に通電試験を行った。その成果として、46kA-13Tの定格励磁に成功した。また、60kA-12.5Tの拡張試験も行い、大きな電磁力の下でも、コイルを安定に運転できることを実証した。さらに、熱処理後の導体の曲げの臨界電流性能への影響も十分小さく、コイル製作方法の簡易化が可能であることを示した。

論文

Nb$$_{3}$$Alインサート・コイルの臨界電流性能評価

小泉 徳潔; 布谷 嘉彦; 高安 真*; 杉本 誠; 名原 啓博; 押切 雅幸*; CSモデル・コイル実験グループ

低温工学, 38(8), p.399 - 409, 2003/08

トロイダル磁場コイルへのNb$$_{3}$$Al導体とReact-and-wind法の適用性を実証するために、Nb$$_{3}$$Alインサート・コイルを開発した。本コイルの導体には、熱処理後0.4%の曲げ歪を印可した。臨界電流値試験の結果、Nb$$_{3}$$Alインサート・コイル導体の素線に加わった実効歪は、素線とコンジットの熱歪差に起因する成分が-0.4%、導体の曲げに起因する成分がほぼゼロと評価できた。後者は、予想よりも小さかったが、Nb$$_{3}$$Al導体を用いたReact-and-wind法の適用性を実証するとともに、Nb$$_{3}$$SnコイルへのReact-and-wind法の適用性も示唆した。さらに、Nb$$_{3}$$Alインサート・コイル導体と同規模のNb$$_{3}$$Sn導体では、電磁力が増加するに従って臨界電流値が低下する現象が観測されたが、Nb$$_{3}$$Alインサート・コイルでは、このような予想外の臨界電流性能の劣化は観測されなかった。これは、Nb$$_{3}$$Al線の剛性が高い、及びその臨界電流値の歪に対する低下度が小さいためと考えられた。これは、Nb$$_{3}$$Al導体が、高磁場、大電流応用に適していることを示す。また、導体内の電流分布について解析し、その臨界電流値の評価への影響を考察した。その結果、本影響が小さいことを明らかにした。

論文

Development of the Nb$$_{3}$$Al D-shaped coil fabricated by react-and-wind method for JT-60 superconducting Tokamak

木津 要; 三浦 友史; 土屋 勝彦; 小泉 徳潔; 松井 邦浩; 安藤 俊就*; 濱田 一弥; 原 英治*; 今橋 浩一*; 石田 真一; et al.

Proceedings of 6th European Conference on Applied Superconductivity (EUCAS 2003), p.400 - 407, 2003/00

JT-60SCのトロイダル磁場コイル(TFC)は18個のD型コイルで構成される。運転電流19.4kAでのTFCの最大経験磁場は7.4Tとなる。原研ではTFCのために先進的なNb$$_{3}$$Al導体を開発した。Nb$$_{3}$$Alは歪に強いという性質があるため、熱処理後巻線する方法:リアクト・アンド・ワインド法(R&W法)でTFCを製作することが可能となり、より高いコイル製作精度と低コスト化を実現できる。R&W法によるコイル製作を実証するためにD型の2ターンコイルを開発した。D型コイルを温度範囲4.3-4.4K,磁場範囲7-12Tで試験し、30kA(7.3T,4.4K)の臨界電流(Ic)を達成した。D型コイルと超伝導素線とのIc比較より、導体の歪は-0.6%程度と見積もられた。この歪とNb$$_{3}$$Alの臨界電流密度・磁場・温度の関係式を用いて性能を予測したところ、TFCをR&W法で製作した場合でも、設計基準の温度マージンを確保できることが見出された。以上より、R&W法がTFC製作に適用可能であることが実証できた。

論文

Critical current test results of 13T-46kA Nb$$_{3}$$Al cable-in-conduit conductor

小泉 徳潔; 高橋 良和; 布谷 嘉彦; 松井 邦浩; 安藤 俊就; 辻 博史; 奥野 清; 東 克典*; Fuchs, A.*; Bruzzone, P.*; et al.

Cryogenics, 42(11), p.675 - 690, 2002/11

 被引用回数:23 パーセンタイル:65.57(Thermodynamics)

ITER-EDAの一環として、Nb$$_{3}$$All導体とReact-and-wind法のITER-TFコイルへの適用性を実証するために、13T-46kA級ステンレス鋼製ジャケットNb$$_{3}$$Al導体を開発した。本導体が曲げ歪を加えた場合も含めて、臨界電流値性能を達成できることを確認するために、臨界電流値試験を実施した。試験は、磁場7,9,10,11T,温度6-9Kの範囲で行った。また、予想臨界電流値を評価するために開発した解析モデルによる計算の結果、実験結果は計算結果とよく一致することがわかった。したがって、本導体の製造過程が妥当であり、かつ、React-and-wind法の適用が可能であることを実証できた。

論文

ITERトロイダル磁場インサート・コイルの開発; ロシアとのハードウエアの研究協力

杉本 誠; 中嶋 秀夫; 加藤 崇; 奥野 清; 辻 博史; Rodin, I.*; Egorov, S. A.*

低温工学, 37(10), p.513 - 522, 2002/10

国際熱核融合実験炉(Ineternational Thermonuclear Experimental Reactor, ITER) 中心ソレノイド(Central Solenoid, CS)モデル・コイル計画において、3つのインサート・コイルの開発・製作・試験を策定し、遂行してきた。2つめのインサート・コイルとしてトロイダル磁場インサート・コイル(以下TFインサートと記す)を、CSモデル・コイルの内側に設置し実験を行った。本報告では、このTFインサートの開発目標を記すとともに、ロシアでのコイル製作,日本での据付・実験について記す。TFインサートは、ITER-TFコイル用の超電導導体を用いて巻線した単層のソレノイドである(重量3.1トン)。その開発はロシアと日本が共同で行い、原研の試験装置で性能評価を行った。その結果、開発目標である13T-46kAの通電に成功し、ITER-TFコイルが建設可能であることを実証した。

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

Coherent magnetic fluctuations ergodized ELMy H-mode in the JFT-2M tokamak

W.Liu*; 三浦 幸俊; JFT-2Mグループ

プラズマ・核融合学会誌, 74(7), p.753 - 757, 1998/07

JFT-2Mでは、外部ヘリカル磁場を印加し、ELMを制御してH-モードを定常化することに成功している。そのELMy H-モードの特性に関し、以下の5点を中心に発表する。(1)外部ヘリカル磁場を印加しELMが発生すると、密度と放射損失の上昇が抑えられてH-モードが定常化される。(2)ELMの発生周波数は、外部ヘリカル磁場の強度とともに上昇する。(3)ELM発生には外部ヘリカル磁場のn≧4のトロイダルモードが有効である。(4)低安全係数(q$$_{s}$$~2.5)では、ELMの振幅が増大し、初めは1個のELMであるが、数十ミリ秒後には2~3個のELMが連続して発生する。(5)2つの磁気プローブを用いて、連続して発生するELM時の磁場揺動を調べたところ、2つ目のELM時には約400kHzに強い相関を持ち、トロイダルモード数がn≧4である可能性が高い。

論文

Shielding analysis for toroidal field coils around exhaust duct in fusion experimental reactors

佐藤 聡; 高津 英幸; 真木 紘一*; 関 泰

J. Fusion Eng. Des., 30(3), p.1076 - 1080, 1996/12

国際熱核融合実験炉(ITER)排気ダクト周囲のトロイダルコイル(TFC)に対する遮蔽解析を、2次元SN放射線輸送解析コードDOT3.5を用いて、ダイバータ遮蔽体が無い場合と有る場合に関して行った。ダイバータ遮蔽体が無い場合、排気ダクト周囲のTECの核的応答を1桁減少させるには、排気ダクトの壁厚を約160mm増加させる必要があり、TFCの遮蔽設計目標値を満足するには、約480mmの厚さの排気ダクト壁が必要である。140mm幅のスリットを有する480mm厚さのダイバータ遮蔽体を、排気ダクト入口の前に設置することによって、TFCの核的応答は、約1/16になった。ダイバータ遮蔽体が有る場合には、TFCの遮蔽設計目標値を満足するには、約290mm厚さの排気ダクト壁が必要である。

論文

ITER superconducting-magnets systems

J.R.Miller*; L.Bottura*; 小泉 興一; A.Kostenko*; J.Minervini*; N.Mitchell*; 多田 栄介; 吉田 清

IAEA-CN-53/F-3-7, 7 Pages, 1990/00

国際熱核融合実験炉(ITER)は、四ヶ国(日本、ヨーロッパ連合、米国及びソ連)共同で設計を進めている熱出力1GW級の実験炉である。本作業は、1989年当初から開始され、今年末で概念設計段階を終了する予定となっている。本件では、概念設計段階で検討した超電導コイルシステム(トロイダル及びポロイダルコイル)の基本的特性について記述する。本超電導コイルシステムは、Nb$$_{3}$$Snを用いた強制冷凍型導体で最大11.2Tを発生する16個のトロイダルコイル及び最大13.5Tを発生する8個の中心ソレノイド並びにプラズマ平衡のための6個の外側ポロイダルコイルから構成されており、通電電流値はいずれも30~40kA、使用電圧20kV、総熱負荷100kW、総冷却重量12,000tonという諸元を有している。

論文

Development of the proto-type conductors and design of the test coil for the fusion experimental reactor

西 正孝; 高橋 良和; 礒野 高明; 今野 雅行*; 吉田 清; 小泉 興一; 多田 栄介; 辻 博史; 奥野 清; 安藤 俊就; et al.

Proc. of IEEE 13th Symp. on Fusion Engineering,Vol. 1, p.780 - 783, 1990/00

原研にて設計作業が進められている次世代のトカマク型核融合実験炉(FER)の超電導トロイダル・コイル開発のために原型トロイダル・コイル計画が立案され、30kA-12Tの大電流・高磁界の高性能原型トロイダル・コイル用超電導導体の開発が進行中である。原型トロイダル・コイル用導体として、TMC-FF、プリフォームド・アーマ、アドバンスト・ディスクの3種類の導体が開発され、それぞれ、2m規模の試作コイルの製作が成功裏に完了した。また、各導体の特性を把握するための多くの種類のサンプルの製作もほぼ完了し、評価作業が進行中である。原型トロイダル・コイルの設計も進み、FERにおけるのと同じ環境を与える試験装置の設計もほぼ完了に近い状態にある。

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