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本報告では、ITERトロイダル磁場(Toroidal field: TF)構造物と一体化についての解説を行う。TF構造物は、コイル容器(Coil case: CC)とTFコイル間を接続するために用いるコイル間支持構造物(Inter-coil Structure: IS)からなる。また、一体化とは、巻線部(Winding pack: WP)とCCとを組み立てる製作工程をいう。TF構造物に関しては、ISに関する技術課題と解決法及びコイル容器の溶接変形管理に関する技術開発について、一体化に関しては製作技術開発及び含浸技術開発について解説し、これらの技術のTFコイル製作全体の流れにおける位置づけについても明らかにする。

日本におけるITER TFコイルの製作進捗についてまとめた。

ITER(International Thermonuclear Experimental Reactor)は、核融合エネルギーの自己点火及び長時間燃焼の実証と核融合炉工学技術の実証を目的としたトカマク型核融合実験炉であり、7極(日本・欧州連合(EU)・ロシア・米国・韓国・中国・インド)により建設が進められている。ITERは、トカマク容器内で約150百万度のプラズマを生成することができ、超伝導コイルにより発生させた磁場によってプラズマを制御する。超伝導コイルの一つであるトロイダル磁場コイル(Toroidal Field Coil: TFC)は超伝導導体が多層に積み重ねられたワインディングパックとそれを収納するコイルケースから構成されている。本稿では、コイルケース製造に対して自動ティグ溶接を適用した取り組みについて紹介する。特に、溶接変形制御方法の開発結果について解説する。

ITER TFコイル巻線部(WP)の製作技術を開発、確立し、現在までに6基のWPを製作している。TFコイルWP製作では、WP含浸後の寸法精度達成方法、ジョイント部の健全性評価手法、CCLの高精度管理方法及び絶縁手法の確立などの技術的課題があった。本発表では、これら技術課題及びその解決策を紹介するとともに、これまでのWP開発成果を報告する。, 2020年度秋季第100回低温工学・超電導学会研究発表会

ITER TFコイルは18機1セットが真空容器周りに配置されることで均一な磁場を発生させて、真空容器内にプラズマを閉じ込める役割を果たす。それぞれのTFコイルの磁場特性はコイル内部の導体中心位置に対し、公差を設けることで担保されている。巻線部製作時に計測した導体中心位置（CCL）を、コイル容器との一体化作業中に制御し、情報を引き継ぐことで最終的なコイルの導体中心位置を管理する必要がある。しかし、一体化作業中の巻線部の自重変形や、コイル容器の溶接変形などの要因がCCLの制御を困難にした。また、コイル容器の封止溶接後は巻線部を直接計測できなくなるため、CCLの情報の引継ぎにも工夫が必要であった。著者らは、試作試験や構造解析を通して、これらの課題を解決した。本講演では開発された一体化製作技術の内容と共にその技術を適用した成果を報告する。, 2020年度秋季第100回低温工学・超電導学会研究発表会

本報告では、ITERトロイダル磁場(Toroidal field: TF)構造物の製作技術開発の概要を紹介する。TFコイル構造物の製作技術における主な技術テーマは、材料、設計、溶接、検査、組立等があるが、これらの課題と解決方法の概略を紹介する。, 2020年度秋季第100回低温工学・超電導学会研究発表会

ITER TFコイル巻線部（WP）は、7枚のダブル・パンケーキ（DP）を積層した構造であり、量子科学技術研究開発機構は、9基のWPを製作する。DPは絶縁含浸工程を除くと①ラジアルプレート（RP）と呼ばれるD型の溝付きオーステナイト系ステンレス鋼板を、10枚のセグメントを溶接・機械加工して製作する2)、②RP溝に熱処理後の超伝導導体を挿入する、③オーステナイト系ステンレス鋼製のカバープレート（CP）を製作する、④CPをRP溝に被せ、RP-CP間及びCP-CP間を溶接する、という工程を経て完成する。DP製作工程にはつの重要な技術課題が存在する。一つ目は、WPの寸法公差を達成するために、CP溶接後のDPは平面度3.5 mm以下とすることである。これは、RP及びCPを厳しい寸法公差で製作するとともに、全長約1.5kmに渡るCP溶接の溶接変形を小さく抑える方法を確立するという課題につながる。二つ目は超伝導（Nb3Sn）生成熱処理後の導体をRP溝に挿入するために、導体とRP溝の周長の差を±230ppmの範囲内とすることである。このために、RP溝周長を高精度で管理する必要がある。著者らは、これらの要求を達成するために、試作・試験を実施して、実機製作技術を開発してきた。これら技術開発の成果を基に、2014年からRPの溶接作業を開始するとともに、CP溶接作業を2015年から開始し、製作を継続している。本発表では、上述の技術開発並びに実機量産フェーズの製作成果を報告する。, 2020年度秋季 第100回 低温⼯学・超電導学会 研究発表会

量研機構はITERにおける最重要機器の一つであるトロイダル・フィールド（Toroidal Field：TF）コイルの技術開発を長年実施してきており、現在は9基の実機TFコイルの調達を担っている。実機製作は2013年より開始し、多くの技術課題をメーカと協力して解決しながら進め、約7年の歳月をかけ、2020年1月にTFコイル初号機を完成させた。さらに、初号機製作で得た知見や経験を基に、製作手法の改良も行い、TFコイル2号機も完成させている。本発表では、日本のTFコイルの技術開発を総括するとともに、初号機の製作成果及び2号機製作における改良点を報告する。, 第37回プラズマ・核融合学会 年会

ITER TFコイルジョイント試験を全て完了し、また様々な条件のもと、ジョイント性能を評価した。その結果、どのような条件においても、ジョイント性能は裂開しないという有意義な結果を得た。ここではその成果を発表する。, The 2020 Applied Superconductivity Conference（ASC2020）

QST, as Japan Domestic Agency in ITER, has responsibility to procure 9 ITER Toroidal Field (TF) coils and all 19 TF Coil Cases (CC). The 9 TF coils are procured by two suppliers to accelerate their production. The series production of Double-Pancakes (DPs) and Winding Pack (WP) are in progress in both two manufacturing lines. 55 DP windings, 40 DP impregnation and curing, 3 WPs and 8 CCs have been completed. Series production of TF coil WP and CC are progressing in Japan. Assembly of WP and CC is proceeding and gap-filling was completed in the first TF coil. Since the remaining process in the first TF coil is only final machining, we can say that the procedure of ITER TF coil fabrication have been well developed and established.

鉄系超伝導体は高磁場下で高い臨界電流密度を有しており、高磁場下で線材としての応用が期待されている。その中でもKドープの122系鉄系超伝導体の線材の研究は精力的に進められてきた。近年Naをドープした(Ba,Na)Fe2As2の122系の鉄系超伝導体線材の研究が始まり、丸型線材としてはKドープを超える臨界電流密度を記録している。(Ba,Na)Fe2As2のテープ線材の研究はまだ少なく、丸型線材もさらなる性能向上が期待されている。本研究ではHIP(Hot Isostatic Pressing：熱間等方圧加圧)処理やホットプレスにより高配向性の(Ba,Na)Fe2As2線材を作製し、線材としての特徴を明らかにする。, 日本物理学会 第75回年次大会（2020年）

鉄系超伝導体線材のJc向上には線材の超伝導コア中の結晶粒の配向性の向上が有効であることが知られている。線材のテープ化や一軸圧プレスによる結晶粒の高配向化が知られているが、最近、アニールによって結晶粒成長させることによる効率的な配向化や丸線での線引き方法の工夫による配向化が報告されている。本研究では、ホットプレスやプリアニール法などにより、Ba_1-x_Kx_Fe_2_As_2_ 線材中の結晶粒の効率的な配向化条件を調べることによりJcの向上を目指す。, 日本物理学会 第75回年次大会（2020年）

Several key components of ITER – such as toroidal filed (TF) coils, conductor for center solenoid (CS) coils, components of neutral beam (NB) system, electron cyclotron heating system, divertor, detritiation system, blanket remote handling system, plasma diagnostic systems, and test blanket system – have been designed and manufactured by JADA (Japan Domestic Agency) for ITER project. The recent highlights of progress and achievements by JADA will be reported. JADA procures all TF coil structures (19 sets), and a TF coil structure comprises inboard and outboard structure. The 4th TF coil structure has already been delivered to EU. Regarding the inboard structure, 10 sets of manufacturing have been completed, and 9 sets of welding assembly processes are ongoing. Regarding the outboard structure, 8 sets of manufacturing have been completed, and 11 sets of welding assembly processes are ongoing. JADA assembles 9 TF coils, and an assembly process of the 1st and 2nd TF coil is carrying out. Regarding the 1st TF coil, case closure welding and gap-filling impregnation have been completed, and then its final machining has started. Regarding the 2nd TF coil, the case closure welding has been completed, and the gap-filling impregnation will be started soon. The Final Acceptance Test (FAT) of 1st and 2nd TF coils will be completed by the end of 2019 and March 2020, respectively. JADA has contributed to the construction of the NB test facility (NBTF) at Padua in Italy, which has the identical design to the ITER NB system. Components for high voltage (HV) power supply – such as HV bussing, 1 MV transmission line, DC generators, and the test power supply – were fabricated and were delivered to Padua. The first integration test between components procured by EU and Japan has been completed in July 2019. DC 1.2 MV for 1 hour was applied to the high voltage deck 1 (HVD1, EU) and to the 1 MV insulating transformer (JA) through the 1 MV transmission line (JA). In September 2019, all components from the terminal of JA component to the Beam Source Vessel (EU) were finally connected by installing HV busing as the 1MV feedthrough to beam source. The FAT will be started in 2020. JADA procures 8 gyrotrons for heating and current drive. The FATs have been passed for 1st and 2nd gyrotron. Achieved parameters on CW operation were output power 1MW for 300 s with 50% of efficiency, 95 % of repeatability. 5 kHz power modulation for 60 seconds is also achieved. Regarding 3rd and 4th gyrotron, manufacturing has been completed, and conditioning of the 3rd gyrotron has started. Manufacture of anode/body power supplies for 4 gyrotrons also have been completed. As stated above, procurement activities carried out by JADA make steady progress in accordance with agreed schedule., 12th Asia Plasma and Fusion Association Conference

Qualification tests of the ITER toroidal field (TF) conductor joints have been carried out by testing joint samples with test facilities in the National Institute for Fusion Science, NINS, Toki, Japan. The joint sample consists of two short TF conductors with the length of 1535 mm, which is restricted by the test facility with 9-T split coils and 100-kA current leads. The sample current is supplied from a dc 75-kA power supply. Each conductor has two joint boxes at both terminals. The lower joint is a testing part that is a full-size joint of the TF coil. The joint resistance of the lower joint is estimated from the increase of the average voltage drop among the six taps on the conductor against the currents. Five joint samples were tested until 2016, and all the samples satisfied the requirement of the joint resistance at less than 3 nΩ. The method of the measurement and the results are summarized, and the voltage distribution among the voltage taps is discussed.

Nb3Sn strands, whose properties are very sensitive to stress/strain, are utilized for ITER cable-in-conduit conductor (CICC) of the central solenoids. The Nb3Sn strands experience temperature range of ∼1000 K from the temperature of the heat treatment with the initiation of the Nb3Sn reaction to the operation temperature of ∼4 K. Due to this large temperature range, large thermal strain is induced in the Nb3Sn filaments due to the differences between the coefficients of thermal expansion and Young's moduli of the components of the strand. Therefore, it is considered that initial performance of the CICC is influenced by the thermal strain on the Nb3Sn, and it is important to evaluate the strain state of the Nb3 Sn strand at low temperature. In this study, the thermal strain of the components of free Nb3Sn strand was measured by neutron diffraction and stress/strain state was assessed from room temperature to low temperature. As the results of diffraction measurements, it was found that 0.111% and 0.209% compressive strain were generated in Nb3Sn filaments at 300 and 10 K, respectively.