装置工学・応用物理研究系

教授 高畑 一也

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研究課題

核融合炉のための超伝導・低温機器の開発研究

研究内容

(1) 核融合炉用電磁マグネットに適用可能な大電流超伝導導体、巻線技術、冷却技術に関する開発研究、(2) 大型ヘリカル装置用超伝導ポロイダルコイルの電磁気的・水力学的特性評価長期信頼性に関する研究、(3) 極低温用機能材料の物性研究

主要論文
  1. K. Takahata, H. Tamura, T. Mito, S. Imagawa and A. Sagara; “A Cooling Concept for Indirectly Cooled Superconducting Magnets for the Fusion Reactor FFHR,” Plasma and Fusion Research, Vol. 10 (2015) Article number 3405011
  2. K. Takahata, H. Tamura, T. Mito, S. Imagawa and A. Sagara; “Development of an Indirectly Cooled Superconductor for the LHD Fusion Reactor FFHR,” Plasma and Fusion Research, Vol. 9 (2014) Article number 3405034
  3. K. Takahata, H. Tamura, T. Mito, S. Imagawa and A. Sagara; “Effect of Bending on Critical Current and n-Value of React-and-Jacket Processed Nb3Sn Conductor,” Plasma and Fusion Research, Vol. 8 (2013) Article number 2405008
  4. K. Takahata, S. Moriuchi, K. Ooba, T. Mito, and S. Imagawa; “Long-Term Monitoring of Hydraulic Characteristics of LHD Poloidal Coils,” Plasma and Fusion Research, Vol. 7 (2012) Article number 2405008.
  5. K. Takahata, H. Tamura, T. Mito, and S. Imagawa; “Critical current of react-and-jacket processed Nb3Sn conductor,” Cryogenics, Vol. 51, No. 7 (2011) pp. 397-399
キーワード

超伝導導体、ヘリカル型核融合炉、LHDポロイダルコイル

興味を持っていること