AC loss performance of CIC conductor for fusion facility
日本原子力研究所
@松井邦浩,安藤俊就,三浦有史,木津要,土屋勝彦,逆井章
次世代のトカマク型核融合装置では、装置の大型化やプラズマ燃焼の長時間化のために磁場コイルには超伝導コイルが使用される。この装置は3種類のコイルを持ち、それぞれ異なるCIC導体が使用される。これらの導体は使用される条件が異なるため、導体に要求される性能も異なる。特に、交流損失の大きさは装置の運転シナリオや冷凍機能力から制限されるため、要求値を満たすことが重要となる。そこで、各コイル用の超伝導導体を試作しそれらの交流損失を測定したので、その結果について報告する。