Journal of Plasma and Fusion Research Vol.91, No.2 February 2015

あるHTS導体の接合法の開発について解説する．第４節では，接合部での局所熱流束の除去技術の開発について，第５節では，その他の技術開発展望および関連する超伝導機
器応用について解説し，第６節で本解説論文をまとめる．
なお，ヘリカル炉に適用する分割型HTSマグネットについては，過去の小特集［３］でも取り上げられているが，本解説
は分割型 HTS マグネットをより幅広い視点で詳しく解説するものである．

図１

Y 系 HTS 線材（フジクラ製 GdBCO 線材）の構造図．

２．高温超伝導線材・導体の開発状況

しては以下が挙げられる［１２］：１）高温運転（例えば 20 K

２．
１ 高温超伝導線材

以上）においても高磁場まで高い臨界電流を確保できるこ

１９８６年に銅酸化物系の HTS 材料が発見されてから四半と，２）20 K以上では金属の比熱が4 Kのヘリウムと同等と世紀が過ぎ，この間，線材応用のための開発において著しなるため，冷却安定性が高くクエンチする可能性が低いコ

い発展があった．線材の特徴や製造方法については，２００６

イルができること，３）高温運転により冷却に要する動力

年のプラズマ・核融合学会誌にもまとめられているので参が低いこと，４）Y 系線材では基材にニッケル合金を用い照されたい［４］．HTS 線材には，主にビスマス（Bi）系線

るため，LTS 線材と比べて機械的強度が高いこと，５）電材とイットリウム（Y）系線材がある．前者は「第１世代

力機器や医療機器のために今後線材の大量生産が行われる

HTS 線材」とも呼ばれ，Bi-2212 線材と Bi-2223 線材の二種と期待できること，６）ヘリウムの供給不足が世界的に問類がある．このうち Bi-2223 線材はテープ形状であり（線材

題となってきている状況においてヘリウムの消費を少なく幅は通常 4.2 mm），液体窒素温度 77 K，自己磁場においてできること．

臨界電流 200 A を超えたものが製造されている．現在，主２．
２ 高温超伝導導体に電力用超伝導ケーブルやモータなどのプロトタイプ試験

Nb３Sn や Nb３Al 等のLTS線材を用いて大電流導体を作るに使われている．核融合応用では電流リードに適用されてためには，次に挙げる３つの基本がある：１）径数 μm〜数いる．また，Mini-RT［５］と RT‐１装置［６］の磁気浮上コイル

十 μm の極細多芯線を用いること，２）
線材を撚り合わせるに適用され，数時間の安定な磁気浮上を達成して，高ベー

こと，３）撚った線材をトランスポーズ（空間的に転位）す

タプラズマ実験に使われている．Bi 系線材のもう一方のること．これらは LTS 線材において問題となる磁気的安定

Bi‐２２１２線材は，HTS 線材として唯一丸形状で製造が可能

性と冷却安定性を保証するために必要なことである．HTS

であり，LTS 線材と同様の使い方ができる．そこで加速器

線材を用いた導体の考案においても，現在のところ一般に応用を対象として平角形状に素線を撚り合わせていくラザ

はこの基本を守ることが絶対と認識されている．特に，トフォード型ケーブルが試作されている．核融合研究として

カマク型核融合炉への適用をターゲットとすると，プラズ

は Bi‐２２１２線材を用いたケーブルインコンジット（CIC）導マ電流の立ち上げ時の速いパルス運転にも適用できる必要

体が日本原子 力 研究 開 発 機 構 に お い て 試 作 さ れ，温度があるため，線材の撚りとトランスポーズが必須となる．

20 K，磁場 12 T において 10 kA の通電に成功した［７］．たこれは Y 系線材を用いた導体では難しいが，擬似的にこのだし，Bi 系線材では母材に銀が使われるため，放射化の観基本を踏襲するような導体構造の提案が欧米を中心に行わ点から使用が難しく，マグネットの放射線遮蔽を相当に強れ，次 の５種 類 が 開 発 さ れ て い る：Roebel 導 体［１３］，化するなどの制限が出てくる．

TSTC 導 体［１４］，CORC 導 体［１５］，RSCCCT 導 体［１６］，

Y 系線材は「第二世代 HTS 線材」とも呼ばれる．YBa２Cu３Oy

SCHCC 導体
［１７］．現在，プロトタイプ導体が試作され，の組成は一般に YBCO と表記されるが，Y をガドリニウム

温度 4.2 K，磁場 20 T において〜5 kA，温度 4.2 K，自己磁（Gd）等の他の希土類（Rare Earth，RE）元素に置き換え場において〜10 kA レベルの電流を達成している．いずれ

た線材も開発されているため，REBCOとも総称される．Bi

もテープ線材を複雑に組み合わせて撚りとトランスポーズ

系線材より磁場中での臨界電流特性に優れているため，各を導入しているため，導体の機械強度に問題がある．強大

種の電力機器をターゲットとして急ピッチで開発が進めらな電磁力環境下で導体構造が耐えられるか，また，巻線時

れ［８］，実製造も始まった．特に，小型で大出力の超伝導の張力やねじり等にも耐えられるか，慎重な吟味が必要とモータやトランスなどが可能となるため輸送機器への期待なる．さらに，複雑な導体構造は製造を難くするとともに，も大きい．核融合プラズマ応用では，２０１２年に Mini-RT

コストも高くなる．

装置の磁気浮上コイルが Y 系線材のコイルにアップグレー

一方，核融合科学研究所（NIFS）では，上記の導体案とドされた［９］．Y 系線材の基本構造を図１に示す．Y 系線材

は逆転の発想で線材間に撚りとトランスポーズを入れないでは銀を少量しか用いず，放射化の問題が少ない．

「単純積層型 HTS 導体」を提案し，ヘリカル型核融合炉

トカマク型の核融合炉の概念設計研究において，HTS

FFHR への適用をめざして２
００５年頃より開発を進めている導体を用いたコイル設計は２０００年頃より提示された．代表［１８，
１９］．ヘリカル炉は基本的に直流運転となるため，全コ

的 な 例 に は，米 国 の ARIES-AT［１０］と 日 本 の VECTOR

イルの最初の励磁や核融合反応立ち上げ時の垂直磁場の変［１１］がある．ここで，HTS 導体を用いることのメリットと化によって線材間に多少の偏流が生じたとしても，HTS
８８

Commentary

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線材の本質的に高い冷却安定性のために許容できる．さら材単線の臨界電流特性から説明できるかどうかを数値計算に，これらの時間変化は交流損失も問題になるレベルではによって検証した．導体内の自己磁場分布・電流分布を自ない．よって，従来の LTS 導体で鉄則とされてきた素線の己無撞着に解くことで得られた予測値は，特に低磁場領域

細線化，撚り，転位の全てを導入しないという発想を取りで実験値とよい一致を見せた［２６］．実験では，1 kA/s と得る．さらに，ヘリカル炉の製作では次節で述べるようにいう高速通電を行っても臨界電流値は変わらず，偏流によ

短尺導体の接続によって巻線を行う方式を提案しているたる早期クエンチを起こすことなく導体本来の臨界電流値まめ，接続部における常伝導抵抗によって線材間の電流が均で通電が行えたと解釈できる．２０１３年１０月には，図２（右）等になる効果や，テープ線材の長手方向を左右に往復するに示すように，同じ線材５４枚（３列×１８層）を用いた 100 kA

遮蔽電流が低減されることも期待される．単純積層導体

級導体の製作・通電試験を行い［２８］，100 kA@20 K，5.3 T

は，線材部に局所的な歪は発生せず，また隙間なく銅とスを達成した（図３）［２９］．この通電試験例では，100 kA でテンレスのジャケットに収まるため機械強度に優れる．こクエンチが生じ急速に電流が減衰したが，これは試験部のことは製造が簡単でコストも低減できることを意味す（導体連続部）からではなく接続部の境界に若干の不具合

る．さらに，テープ線材の基本的な接合方式であるラップがあったためである．温度 4.2 K では，電流 100 kA の１時

ジョイント（次節にて解説）が容易という利点もある．

間の安定通電も達成した［２９］．

FFHRのマグネットではコイル最大経験磁場12 Tにおい
体 候 補 が あ る．う ち 二 つ は LTS 線 材（Nb3Al，あ る い

３．低抵抗かつ再着脱性のある高温超伝導導体の接合法

は，Nb3Sn）を用いた CIC導体［２０］と間接冷却導体［２１］，も

３．
１ 分割型高温超伝導マグネットの概念と特長て電流容量100 kA級の超伝導導体が要求され，３種類の導う一つが YBCO 線材を用いた HTS 導体である［２２］．現在

磁場閉じ込め核融合炉の超伝導マグネットを分割製造

は，HTS 導 体 を 主 候 補 と し て 検 討 を 進 め て い る［２３］．

し，着脱可能とする概念（Demountable superconducting

図２（左）に FFHR の 100 kA 級 HTS 導体の設計例を示す

magnet：分割型超伝導マグネット）は１
９７０年代にトカマ（なお，ここで示す設計例は，次節で述べる「導体接続巻線

ク炉（米国）［３０］，１９８０年代にヘリカル炉（日本）［３１］に対方式」に対するものである）．円形断面の銅ジャケットのして提案された．図４に分割型超伝導マグネットの概念図

中心に Y 系テープ線材（幅 15 mm）
４０枚を２列×２０層で単を示す．トカマク炉では，主にトロイダル磁場（TF）コイ

純に積層し，周りをステンレスジャケットで囲っている．

ルを分割し，着脱可能とすることで，炉内構造物（ブランさらに巻線導体間でステンレスジャケット同士を溶接で連ケットやダイバータ）の交換を容易にすることを主目的と結することで，機械的に強靭な巻線を実現する．冷却は，しており，銅製コイルで，この概念を適用したプラズマ閉

導体の四隅に設けた隙間にガスヘリウムを流して行い，また電気絶縁層は，銅ジャケットとステンレスジャケットの間に配置する．
NIFS における大電流 HTS 導体の開発は，10 kA 級の縮小導体の短尺試験による原理検証から始まった．まず，
Bi-2223 線材を積層した導体で温度 20 K，外部磁場 8 T で
10 kA の臨界電流を達成し［１８］，これに続き，YBCO 線材を用いて同様の条件で 15 kA の臨界電流を達成した．これ
らの成果を受けて２０１２年８月，東北大学と NIFS との共同研究により，最新の GdBCO 線材（フジクラ製 FYSC-SC10，
幅 10 mm，厚み 0.22 mm，臨界電流 600 A@77 K，自己磁場）を用いて定格電流 30 kA 級の導体サンプルの通電試験

図２

ヘリカル型核融合炉 FFHR-d1 用 100 kA 級 HTS 導体の断面構成例（左）［２
４］，および，サンプル導体の断面構成（右）
［２
９］
．

図３

温度 20 K，外部磁場 5.3 T における電流 100 kA の達成［２９］．

を行った［２４‐２６］．導体サンプルは合計２０枚（２列×１０層）の GdBCO 線材を銅とステンレスのジャケットに収めたものである．通電は，レーストラック形状の１ターン短絡コ
イルにした導体を NIFS 超伝導マグネット研究棟の大型導体試験装置にセットして液体ヘリウムで冷却し，9 T スプ
リットコイルの磁場を変化させて電流を誘導することで行った．導体サンプルを短絡するため直線部の片側に接続部を設けており，これには東北大学で開発した機械的ブ
リッジ ジ ョ イ ン ト［２７］を 採 用 し た．ま た 導 体 の 周 囲 は
GFRP ジャケットで覆い，ステンレスジャケットに貼り付けたヒータで導体の温度制御を行った．この導体試験では，温度 20 K，磁場 6 T において 50 kA の安定通電を達成した．また，各温度と磁場において測定した臨界電流を線
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冷却技術を開発するという工学的課題に置き変えることが可能である．トカマク炉については，米国において ITERと原型炉の間に Fusion Nuclear Science Facility（FNSF）を建設して，核融合炉構成機器の核融合反応環境下における試験を行うことが計画されているが，いくつかある FNSFの設計のうち，MIT が提案している小型トカマクの概念設
計 Vulcan［３９］では，TF コイルとして着脱可能な分割型
HTS マグネットを採用している．一方，ヘリカル炉につい
図４ては，原型炉に向けたヘリカル炉 FFHR-d1［２３］の概念設計

分割型超伝導マグネット概念図［４２］．

において，分割型HTSマグネットの適用が検討されるようじ込め装置（General Atomics 社の DIII-D［３２］や MIT の Al-になった．原型炉クラスの核融合炉においては，超伝導マ

cator C-mod［３３］）が現存する．ヘリカル炉（ヘリオトロ

グネットに発生する強大な電磁力を確実に支持する構造材

ン炉）では，上記の利点に加えて，巨大かつ複雑な連続ヘが必要である．そこで早期に導入できる分割型 HTS マグ

リカルコイルを現地で組み立てながら製作できる，万一損

ネットの方式として，まずは着脱可能方式はやめてコイル

傷したコイル部分を交換できるという大きな利点がある．

製作時の１回きりの接続方式とすることが提案 された

LHD の超伝導ヘリカルコイルの巻線には，１年半の年月を［１８］．この場合，ヘリカルコイル完成後の分解はできない

費やしており［３４，３５］，原型炉や商用炉規模のヘリカル炉が，巨大で複雑なヘリカルコイルを分割して製造できるだの建設を想定するとヘリカルコイルの巻線は大きな工学的けでもヘリカル炉にとっては大きなメリットがある．これ課題となっている．上記の目的に沿った分割型超伝導マグは，Heliotron-E 装置や ATF 装置など従来の銅製ヘリカル

ネットを実現するためには，超伝導コイルの着脱可能な接コイルにおいて採用されたものと類似の発想である．ただ合法，すなわち機械的接合法が必要である．
１９８０年代当時，し，コイルパッケージ内の導体全て（FFHR-d1 の設計では唯一実用化されていた LTS の NbTi 線材を用いて機械的接３９０本）について間に電気絶縁も入れながら全て同時に正合の検討がなされた例（ヘリオトロン炉の設計に対する検確に接合するには大きな技術的課題が存在する．そこで，

討）［３６，３７］がある．NbTi 線材を用いた基礎実験により接さらに，コイルセグメント全体の接続方式はやめて，HTS

合抵抗を十分に低くできる見込みが得られ，4 K の液体ヘ

導体１本ごとを接続しながらヘリカルコイルを「巻線」しリウム冷却のために必要な液化冷凍機の動力も許容範囲にていく導体接続巻線方式が提案された［４０］．この方法であ抑えられると判断された．しかしながら，当時はまだ超伝れば，現在の技術レベルにおいても実現可能性が飛躍的に導コイルの製作自体が極めてチャレンジングな課題であっ高まる．現状，FFHR-d1 の HTS コイルオプションでは，導たため，この方式は LHD の製作には採用されず，その後こ体接続方式分割型 HTS マグネットをPrimary Option，着脱の関係の実験的研究は停滞した．LHD の建設と並行してヘ可能方式分割型 HTS マグネットを商用炉も見据えた Ad-

リカル型核融合炉 FFHR の概念設計が始まったが，
２０００年

vanced Option と考えて，開発を進めている．

に入った頃，この着脱方式によるヘリカルコイルの製作法

ポロイダル磁場（PF）コイルについても分割・着脱可能について改めて見直す提案が行われ，設計検討は一部復活とすることで，トカマク炉・ヘリカル炉の双方に共通してした［３８］．

ポートの拡大，および，TFコイルやヘリカルコイルの組み

一方，同時期の２０００年頃にHTSの工学的利用が現実的な立てと並行した工程を考えることが可能になる．さらに，視野に入り始めてくると，HTS を用いた分割型超伝導マグ

トカマク型原型炉設計として，センターソレノイドや PF

ネット，すなわち分割型 HTS マグネットが MIT および東コイルを TF コイルの内部に巻線するインターリンクコイ

北大学から別々に提案された［１，２］．MIT からの提案［２］はル［４１］を導入する案も出されているが，分割型 HTS マグ

１９７０年代に米国で提案されていた分割型超伝導 TF コイル

ネットは，このような複雑な超伝導マグネットシステムをを HTS 化するアイディアである．一方，東北大学からの提実現させる可能性をもっている．

案［１］はトカマク炉，ヘリカル炉双方に対して適用を考え

分割型 HTS マグネットでは，冷却電力を減らす，メンテたものである．HTS を用いた場合，超伝導マグネットの運

ナンス効率を上げる（マグネットの冷却・昇温時間を短く

転 温 度 を 比 較 的 高 く 設 定 す る こ と が で き る（例 え ばする）ためには，なるべく運転温度が高いことが望ましい．

20 K），すなわち接合部である程度のジュール発熱があっ

一方，運転温度が上がると，１）導体の臨界電流が下がるても冷却システムの熱負荷としては許容できるようにな（出力磁場が確保できなくなる），２）材料の降伏応力が下る．また，極低温下では比熱が温度の３乗に比例するため，がる（電磁力への耐性がなくなる），３）材料の熱伝導率や運転温度を高くできれば導体自体の比熱が飛躍的に上昇す熱拡散率が下 が る（クエンチ発生時に冷却が難しくな

る．すなわち熱的安定性が高まるため，LTS（液体ヘリウる），４）材料の抵抗率，接合抵抗が上がる（ジュール損失

ムや超臨界ヘリウムによる冷却によって安定化）で問題にが大きくなる），などの欠点もある．原型炉に向けたヘリなるような非定常発熱によるクエンチ発生のリスクを大幅

カル炉設計では，上記を踏まえて 20 K 程度の運転温度を想に下げることができる．よって，万一接合部で過剰な定常定しており，ヘリウムガス（20 K 程度）［２４］や液体ネオン

発熱があった場合に備えて，接合部の定常発熱を除去する（27 K）［４２］などによる冷却案が出されている．一方，Vul９０

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can のような小型トカマク炉では，サブクール液体窒素

続した後に，銅ジャケット，ステンレスジャケットを配置（65 K）や窒素と酸素の共融混合物（55 K）を使った冷却案

し，ステンレスジャケットを溶接することで，電磁力に対もある［４３］．

する引張強度をもたせる設計になっている．導体接続巻線

３．
２ 高温超伝導導体の機械的接合法

方式は，完成後にマグネットの分解はできないが，線材接分割型HTSマグネット実現に向けて，
２０００年より東北大続部の歩留まり向上のために，接続時に非破壊検査を行学において，HTS 線材および第２節にて解説された単純積

い，線材接続のやり直しを行うことも視野に入れている．

層導体の機械的接合法の研究開発がなされてきた．始めのすなわち，製造時の導体接続部の着脱は必要になる可能性

１０年 間 の 研 究 開 発 で は 当 時，実 用 販 売 が さ れ て い たもある（接続部非破壊検査については第５節で述べる）．

Bi‐２２２３線材を用いていたが，Y系線材が実用販売されてい先述の通り，接触圧力均一化のために接合面にはインジウ

る最近では，核融合炉応用を見据えて Y 系線材を用いた研ム箔を挿入するが，塑性変形したインジウム箔がある程度

究開発が中心である．ま た２
０１０年 以 降 は，NIFS や MITの接着力をもっているために，接合部解体時には層状構造とも連携しながら研究開発を行っている．図５にこれまでをしている Y 系線材に剥離方向の力が働く．Y 系線材は剥提案してきた機械的接合法を示す．図５（a），（b）の機械的

離方向の力に弱いため，機械的ラップジョイントを着脱可

ラップジョイント［４４‐４６］，ブリッジ式機械的ラップジョ能とするためには，線材の剥離を起こさずに，接合面のみ

イント（機械的ブリッジジョイント）
［２５，
２７，
２８，
４７］では，をはがす手法の開発が必要である．現状では，接合部の温導体内のHTSテープの表面同士を機械的に接合する．図５

度を上げることで，インジウム箔を軟化させて，解体時の（c）の機械的バットジョイント［４８‐５０］では，導体の端面同剥離方向の力を抑制することも検討している．第２節で解士を機械的に接合する．また図５（d）の機械的エッジジョ

説した 100 kA 級 HTS 導体の接続サンプルでは，機械的ブ

イント［５０，５１］では，導体の側面同士を機械的に接合する．

リッジジョイントを採用してお り，100 kA 通電時に〜テープ状の HTS 線材を接続する際には，はんだ接合，拡2 nΩ の 接 合 抵 抗 を 得 た［２８］．こ れ は，１層 の 機 械 的 ブ

散接合，機械的接合など接合法の種類にかかわらず，ラッリッジジョイントの試験［４７］から予測した抵抗とよく一致

プジョイントやブリッジジョイントを用いるのが一般的でしており，大型導体においても機械的ブリッジジョイントある．これは，ラップジョイントが接合面積を容易に大きによる低抵抗が実証されたことを表している．この結果をくできるという特長を有しているためである．しかしながもとに FFHR-d1 のヘリカルコイルにおいて約８０００箇所とら多層の導体に対して機械的ラップジョイントを適用したなる導体接続部のジュール発熱の除去に必要な冷凍機の動場合には，各層の厚さの微妙な違いや重なりによる接触圧力を見積もると 5 MW 程度となり，接合部のない LTS コイ

力分布の不均一性や応力集中による線材劣化の発生の可能

ルオプションにおいて見積もられる動力 30 MW よりも十性がある［２７］．接触圧力の不均一性の問題については，イ

分に小さな値とすることができる［２８］．

ンジウム箔を接合面に挿入することで解決が図れる［４７］．

機械的バットジョイントや機械的エッジジョイントの場

また，ラップジョイントでは導体を構成する線材の数だけ合，機械的ラップジョイントとは異なり，接合抵抗を低減

接合面が存在するため，コイルセグメントを着脱可能とすさせるためには安定化材を厚くする必要がある［５０］．例とる分割型HTSマグネットに適用するよりも，導体１本１本して図７に Y 系線材の機械的バットジョイントにおける電を接続する導体接続巻線方式の分割型 HTS マグネットに流経路を示す．機械的バットジョイントの場合，接合面角適用するのが現実的である．図６に導体接続巻線方式の分度を調整することで接合面積を変え，機械的エッジジョイ

割型高温超伝導ヘリカルコイルの概念図を示す．導体接続

ントの場合は接合長を大きくすることで接合面積を大きく部において Y 系線材は機械的ブリッジジョイントで接続する．これは，片面のみに導電層を有している Y 系線材（第２節参照）の向きを全ての導体セグメントで統一し，導体
セグメントおよび導体接続部の製造・施工を簡易にするための案である．Y 系線材を機械的ブリッジジョイントで接図６

図５

高温超伝導導体の機械的接合法［４
２］
．

図７

９１

導体接続製造巻線方式ヘリカルコイル［４６］．

機械的バットジョイントにおける電流経路［４２］．

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する．層数がある程度多い導体においては機械的エッジ

散率が下がる．すなわち，高温超伝導マグネットでは，クジョイントによる抵抗は，機械的ラップジョイントのそれ

エンチは発生しにくいが，発熱部で万一クエンチが生じたを下回る［５１］．機械的バットジョイント，機械的エッジ

場合，その部分の温度が周囲に伝わりにくいため温度上昇

ジョイントともに，接合面の着脱時には，Y 系線材を用いが大きく，適切にコイル電流の遮断を行わないとコイル損た場合でも，線材の剥離方向には力が働かないという利点

傷を引き起こす可能性がある．万一，接続部の施工に不具を有する．コイルにした際のフープ力（電磁力）を考慮し合があった場合，他の導体部分に比べて定常的に温度が高た場合，機械的バットジョイントにはフープ力が接触圧力

い状況になることが考えられるため，そうした接合部がコを低減する向きに働くため，他の２つの接合法に比べて電イル損傷に至るクエンチの引き金になる可能性も考えられ

磁力支持が難しいといった欠点がある．機械的バットジョる．高温超伝導マグネットの冷却方法としては，ヘリウム

イントについては，Bi-2223 線材および Y 系線材を用いたガス冷却［２４］や自励振動式ヒートパイプ［５２］などの適用も1 kA 級の銅ジャケット付単純積層導体を用いた接合試験

検討されているが，本節では，東北大学で提案している金が行われており，Bi-2223 導体では 140 nΩ
［４９］，Y 系導体

属多孔質体と極低温液体冷媒を用いた冷却システム

では 590 nΩ［５０］の接合抵抗を達成している．また，小型で

［４２，
５３，
５４］
の基本概念と開発状況について解説する．

はあるが，２ターン，機械的バットジョイント接合部４か金属多孔質体は，大小さまざまな孔をもつ金属の総称で所の分割型高温超伝導マグネットプロトタイプ（Bi-2223

ある．ダイバータ冷却を目的に研究されてきた水とブロン

線材使用，通電電流 250 A）を製作して着脱試験を行った

ズ粒子焼結金属多孔質体を用いた冷却システムの研究の例

例 も あ る［４８］．機 械 的 エ ッ ジ ジ ョ イ ン ト に つ い て も，

［５５］では最大で25 MW/m2 の除去に成功したことが報告さ

1 kA 級の単純積層 Y 系導体を用いて接合長 50 mm のサンれている．金属多孔質体を用いた冷却システムは，１）伝熱プルを製作し，試験を行った．この実験では，80 nΩ の接合

面積拡大によるフィン効果が期待できる，２）毛細管作用抵抗を達成しており［５０］，これを 100 kA 級導体に拡張しにより気相領域へ液相の供給が促進され膜沸騰遷移の抑制

た場合には〜1 nΩ の接合抵抗を実現できると考えられる．

が期待できる，すなわち核沸騰を利用した潜熱輸送を利用

図８に東北大学における HTS 導体の機械的接合法の開できる，といった利点がある．これらの特長により，金属発進展状況をまとめたグラフ（通電電流と接合抵抗の関多孔質体を用いた場合には，低流量（低ポンプパワー）で係）を示す．およそ１５年の研究期間を経て，達成電流はの高熱流束除去が可能である．極低温冷媒は，沸騰潜熱が１０４倍に向上し，接合抵抗は１０−５倍に低減した．２０１２年の飛小さく膜沸騰に遷移しやすいため，金属多孔質体を利用し躍的な性能の向上は，東北大学と NIFS の大型 HTS 導体おた沸騰伝熱促進は，接合部で高熱流束が発生した場合に有よびその接続技術の共同開発が本格的に始まったこと，す効であると考えられる．
極低温冷媒と金属多孔質体を用いた冷却システムの開発

なわち両者の技術が統合されたことによるものである．

のために，東北大学では，液体窒素と金属多孔質体を用い４．接合部での局所熱流束の除去技術

た冷却システムの除熱特性評価を行っている
［４２，
５３，
５４］．

分割型高温超伝導マグネットでは，接合抵抗がゼロでは

図９に得られた気孔率 0.29 のブロンズ粒子焼結多孔質体をないため，接合部においてジュール発熱が存在する．した用いた実験結果の例を示す．液体窒素のプール沸騰の場合がってマグネット全体に発生する核発熱に加えて接合部での限界熱流束は 0.16 MW/m2 程度であり，それを大きく超局所的に生じるジュール発熱を除去する冷却技術を構築しえる熱流束の除去が核沸騰領域で可能である．また，通常ておくことは重要である．特に，着脱可能方式では運転にの沸騰曲線では，核沸騰限界点を超えた後に膜沸騰に遷移よる電磁力の印加状況等によって接合抵抗が設計値より大して，壁面過熱度が急上昇するが，金属多孔質体を用いた

幅に高くなる可能性もあるため，強力な冷却方式が必須で場合は，核沸騰限界点を超えた後の膜沸騰が抑制されるた

あ る．また，HTS 導 体 で は，運 転 温 度 を 高 く し た 場 合め，接合部を起点とするクエンチ時の高熱流束除去に効果に，比熱が上昇する一方で熱伝導率が低下するため，熱拡

図８

図９

機械的接合法の開発進展状況［４
２］
．

９２

ブロンズ多孔質体を用いた場合の液体窒素沸騰曲線［４２］．

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H. Hashizume et al.

があると考えられる．先述の通り，分割型高温超伝導マグ

析結果と比較すると適用可能な値となっている．しかしな

ネットの運転温度域は 20 K 程度とされており，この温度域

がら，安全率等を踏まえるとさらなる強度向上，もしくはで冷媒として使えるのは液体水素と液体ネオンである．今せん断応力を下げる導体構造の最適化が必要である．

後は複数の冷媒を用いた実験結果から，伝熱相関式を構築

一方，着脱可能方式の分割型高温超伝導マグネットの場

し，想定される冷媒を用いた場合の冷却性能を予測する必合，１）コイルセグメントを接合する際の接触圧力を加え要がある．

る構造を追加で配置する必要がある，２）導体接続巻線方

着脱可能方式の場合，流路もコイルセグメントごとに分式とは異なり導体ジャケット部は溶接接続をしないため，割しなければならないが，流路の接続と導体の接続の双方補強のために通常の核融合炉用マグネットに比べて多くのを成立させるには技術的な課題が大きいため，流路につい支持構造材が必要となる，３）コイルを着脱するための空てはセグメントごとに完結させた構造にする必要がある．

間確保，周りの支持構造を含めた分割設計とコイル交換シ

こういった状況では，曲がり管を多く含むような複雑流路

ナリオの確立が必要である，などのより複雑な設計を要求を用いる必要がある可能性もある．平滑管単相流で高い熱される．

伝達率を達成するために高流量にした場合，冷却流路のエ

５．
２ 接合部非破壊検査手法の開発

ロージョンや流動励起振動などが懸念されるが，金属多孔HTS 導体の接合技術は着実に向上しており，現時点で質体を用いた場合は，圧力損失は大きいものの低流量で冷は，〜2 nΩ という実機に適用可能な試験結果も得られてい媒を流せるため，接合部における流路分割構造を達成する

る．しかしながらその一方で，現状の技術では，同様に接のに適していると考えられる．

合を行ったとしても，冷却後測定された接合抵抗の値には少なからず差が生じてしまう場合があることもまた事実で５．分割型高温超伝導マグネットの展望と超伝導機器応用ある．実際に核融合炉用マグネットの製作技術としての適

本節では，機械的接合法や冷却システム以外の分割型認する必要があるということは極めて大きなデメリットで

HTS マグネットに関する設計・技術開発状況や展望を示あると言わざるを得ず，よって，冷却後の接合抵抗を，冷す．また，本法の超伝導機器への応用についても示す．

却前の常伝導の状態において，評価・予測するための技術

５．
１ 構造設計と接合部強度評価が不可欠である．しかしながら，この際に課題となるのが，用を想定した場合，冷却後の通電試験により接合性能を確

分割型高温超伝導マグネットでは，電磁力により HTS

導体および接合部を構成する超伝導体の物性値が超伝導状導体の機械的接合部にひずみ・変位が生じ，接合抵抗の上態と常伝導状態とで大きく変化し，電流の経路が大きく異昇，接合部の脱離が起こる可能性がある．したがって，分なったものとなることである．したがって，常伝導状態に割型HTSマグネットの全体設計を考える際には，接合部構おいて測定された接合部の電気抵抗と，超伝導状態での接造を担保するための構造設計が必要となる．分割型 HTS

合抵抗の値を直接関連付けることは困難である．そのた

マグネットの適用が検討されている FFHR-d1 設計活動にめ，現在，電磁／超音波／放射線などを用いての常伝導状

おいては，各種コイルオプションや構成機器の配置に対し態における接合部の検査結果と，超伝導状態での接合抵抗て，構成材料や支持構造を最適化する必要がある．そのたの値とを相関づける試みが東北大学で行われている．現

め，これまで超伝導導体部分の等価剛性を複合則で求め，状，常温における接合部のインピーダンスの比較的高い周

超伝導マグネット支持構造物全体の機械的挙動を評価［５６］波数特性と冷却時の接合抵抗との相関を示唆する試験結果してきたものから，超伝導導体の詳細な構造を考慮し，コが得られており，また超音波を用いた測定においても，100

イル断面，およびマグネット支持構造全体のモデル化と解MHz 近い高周波を用いることで部位によっては接合部か析を一貫して行うことができるマルチスケール解析手法にらの反射波が確認されている．図１０は接合部の X 線 CT

よって検討が進められている［４６］．特に導体接続巻線方式

による測定結果であるが，確かに接合部は内部で不均一での分割型HTSヘリカルコイルを採用する場合には，コイルあることが確認でき，現在画像解析による不均一性およびを連続体として扱い，接合部に必要な機械強度に関する議

接合部での材料分布の定量化を進めている．今後は各種非論をすることが可能と考えられる．HTS コイルオプション

破壊検査手法の適用性の更なる検討および試験結果を総合の導体設計案を適用してマルチスケール構造解析を実施した例［４６］では，巻線方向に 0.145％ の引張りひずみ，HTS
テープ線材を積層している断面領域に 32 MPa の面内せん
断応力が発生する（ヘリカルコイル断面を横にずらす方向の電磁力が働くため）という解析結果が得られている．導体接続巻線方式に適用予定の機械的ラップジョイント（接合面にインジウム箔挿入）の引張試験を行った結果では，接合部の引張強度は Y 系線材の不可逆ひずみ 0.4〜0.6％ を引き起こす引張応力よりも十分に高いことが示されている．また，接合時の接触圧力50 MPaを加えた状況で接合部

図１
０ Y系線材を用いた機械的ラップジョイントの接合部CT測定
試験結果例．

のせん断強度は 40 MPa 程度と見積もられており，構造解９３Journal of Plasma and Fusion Research Vol.91, No.2 February 2015

的に評価することで，冷却時の接合部抵抗を，常伝導状態

司博士，三戸利行博士，今川信作博士，野口博基技官，夏において非破壊的に評価する技術を構築する予定である．

目恭平博士（現日本原子力研究開発機構）をはじめとして，

５．
３ 他の超伝導機器への応用

核融合科学研究所

装置工学・応用物理研究系，および，核融合工学研究プロジェクトのメンバーの方々に協力を頂

HTS コイルは核融合炉以外でも，モータ，変圧器，加速

きました．

器（医療用および核破砕用），核磁気共鳴装置（NMR），核磁気共鳴画像法（MRI），超伝導磁気浮上システム（超伝導本解説論文で紹介している研究成果の一部は，科研費リニア），直流・交流送電ケーブル，超伝導電力貯蔵シス

１２６８０４８７，１５３６０４８７，１８３６０４４０，１９７６０５９３，２３２４６１５９，２３テム（SMES），限流器，風力発電機，電磁推進船など，他

６８６１３２，２６２２０９１３，２６４２０８４９，核融合科学研究所運営費交分野に渡って応用が検討されている．これら超伝導機器の付金

うち，特に高精度を求められる機器（NMR など）は永久電

共 同 研 究 NIFS０６KCAA０
１６，NIFS１０KECF０
０３，NIFS１３

流モードで運用されるため，ゼロ抵抗の接続が必要であ

KECF０
１０の助成を受けて得られたものです．

NIFS１１UFAA０
０５，および，核融合科学研究所一般

る．一方，直流・交流送電ケーブルなど大規模なインフラ
関係の超伝導機器の接続には一般的にはんだ接合が用いら

参考文献

れており，ある程度の低抵抗を実現すればよいことにな［１］H. Hashizume et al., J. Plasma Fusion Res. Ser. 5, 532 (2002).
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［２６］Y. Terazaki et al., IEEE Trans. Appl. Supercond. 24,
4801305 (2014).
［２７］S. Ito and H. Hashizume, IEEE Trans. Appl. Supercond.
22, 6400204 (2012).
［２８］S. Ito et al., Plasma Fusion Res. 9, 3405086 (2014).
［２９］N. Yanagi et al., Proc. IAEA Fusion Energy Conference
2014, FIP/P8-21.

る．東北大学で開発してきた HTS テープの機械的接合と，
HTS テープのはんだ接合の接合抵抗を比較してみると同等であるため，直流・交流HTS送電ケーブルの簡易接続・保守のために機械的接合法が適用できる可能性もある．また，SMES にはいくつかの種類があるが，ヘリカル炉と同様にヘリカルコイルを用いる形式もあり，大型の SMES施設を建設するために，ヘリカルコイルの分割製造で培った技術が応用できる可能性もある．HTS 線材の開発は順調に進んでいるところであるが，低コストで高性能な長尺線材の開発にかなりの苦労を強いられていることも事実である．分割型HTSマグネットの技術を用いれば短尺で高性能な HTS 線材を大量生産するという形式も採用できるため，長尺線材では実現できない新たな応用機器が開発できる可能性にも期待したい．

６．おわりに
本解説では，原型炉や商用炉など次世代の核融合炉建設の際のブレークスルーとなりうる分割型 HTS マグネットについて，重要要素となる HTS 導体，機械的接合法，冷却システムなどの開発状況について紹介するとともに，その展望について述べた．ITER は２０２０年頃には運転を始める
ことが予定されており，我が国の核融合炉開発も次の原型炉に向けて走り始めている．ITER 技術を元にした原型炉設計，各種技術開発が進んでいるところであるが，様々な壁にぶつかっていることも事実であり，分割型 HTS マグ
ネットのような革新的な技術が原型炉を実現し，商用核融合炉を将来の世代に残す礎となってくれることを期待す
る．

謝

辞

東北大学における HTS 線材・導体の機械的接合法および冷却技術の研究については，北島純男博士，結城和久博士（現山口東京理科大学），八木賢治郎氏，山内毅氏，高見正平氏，山本裕子氏，加藤喬之氏，茂庭圭介氏，坂下武志
氏，内田美子氏，奈良圭祐氏，大日方達也氏，川井健司氏，
丹野裕介氏，清野祐太郎氏，帰山英也氏，陳偉熙氏，西尾樹氏の協力をいただきました．また，核融合科学研究所における 100 kA 級 HTS 導体試験の遂行については，濱口真
９４Commentary

The Current Status and Prospect of Large-Scale High-Temperature Superconducting Magnet Development

H. Hashizume et al.

(2002).
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９５

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.91, No.2 February 2015

ひでとし

橋 爪 秀 利!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!

!!!!!!!!!!!!!!

!!!!!!!!!!!!

づめ

東北大学大学院工学研究科量子エネルギー
工学専攻 教 授．高 温 超 伝 導 マ グ ネ ッ ト，
Flibe ブランケット，ダイバータ除熱に関する電磁構造・熱流動研究に従事．すべてをプラス側に考えて生きています．

!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!
東北大学大学院工学研究科量子エネルギー
工学専攻，准教授．核融合炉工学および原子炉工学の熱流体工学研究に従事．日課の犬の散歩に加え，最近は薪割りという新しい労働を自らに課し，鍛錬の日々を送る．

東北大学大学院工学研究科量子エネルギー工学専攻助教．主に核融合炉の超伝導マグ
ネット，液体ブランケットに関する研究に従事．自身の卒論から始まった分割型高温
超伝導マグネットの研究開発の進展は，私の研究者としての歩みでもあります．趣味は歴史（特に古代中国史）・バイクで出かけること．ここ数年はもっぱら子育てに奮闘中．

!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!

!!!!!!!!!!

!!!!!!!!!!!!

江 原 真 司

悟

ゆ

さ

のり

たか

遊 佐 訓 孝東北大学大学院工学研究科量子エネルギー工学専攻准教授．専門は非破壊検査工学，
信頼性評価工学．

!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!

じさとし!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!

しんい!!!!!!!!!!

ばら!!!!!!!!!!!!

!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!
え

とう

伊 藤

!!!!!!!!!!!!!!

はし!!!!!!!!!!!!

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!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!

柳長 門

自然科学研究機構 核融合科学研究所 装置工学・応用物理研究系 教授．大型ヘリ
カル装置の超伝導マグネット建設より
LHD プロジェクトに参画．現在は，ヘリカ
ル型核融合炉 FFHR の設計研究および工学 R&D に従事．先進の酸化物系高温超伝導線材を核融合炉用マグネットに適用することを提唱，100 kA 級導体開発を推進．高温超伝導・磁気浮上列車の「大道芸」に磨きをかけ，サイエンス・コミュ
ニケーション活動も展開．

!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!

!!!!!!!!!!!!!!

!!!!!!!!!!!!!!!!!

と

むら

ひとし

田 村

た

仁

核融合科学研究所・核融合システム研究
系・准教授．ヘリカル型核融合炉超伝導マ
グネットシステムの構造解析及び炉内／炉外機器の組立・保守に関する研究に従事．
最近は 3D-CAD と 3D プリンタを使ってヘリカル構造を色々な視点から眺めている．趣味はテニス．２年前からホームス
トリンガー．あと２年程でマシンの元が取れそう．

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なが!!!!!!!!!!!!!!!!!

やなぎ!!!!!!!!!!!!!!

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ろう寺 ! 義 朗総合研究大学院大学物理科学研究科核融合科学専攻五年一貫博士課程４年．日本学術振興会特別研究員．２
０１
１年 佐世保工業高等専門学校専攻科修了．専門分野は超伝導工学で，研究テーマはヘリカル型核融合炉に適した大電流高温超伝導導体の開発研究．体力をつけようと昨年からランニングを始めました．現在長期休憩中，再開未定．

!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!

!!!!!!!!!!!!!

!!!!!!!!!!!!!!

よし

さが

ら

あき

お

相 良 明 男仁科研での中性子工学から，プラ研での極高真空工学と最表面物理，イオンビーム解析 と 照 射 材 料 物 性，CHS で の PWI か ら
NIFS/LHD での高熱流と PWI を経て炉設計に至るも，未だ学成り難し．近頃はもっぱら記憶に残る味に活路を見いだしつつあり．

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ざき!!!!!!!!!!!!!!

てら!!!!!!!!!!!!!

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