AbstractAs research and development (R&D) of poloidal-field coils for the Large Helical Device (LHD), a forced-flow cooled cable-in-conduit-type NbTi superconducting coil (TOKI-PF) has been tested. The success of excitations assured us that the NbTi cable-in-conduit conductor can be adopted for the LHD poloidal coils. During cool-down, mainly the hydraulic characteristics were measured. The friction factor could be expressed by using an empirical formula. In the DC operations, training behavior was observed, like in a pool-cooled coil. The friction factor was also affected by the number of excitations, which may be related to strand movement. The stability margin and propagation velocity were also measured using an inductive heater. It became evident that the stability margin had a lower value when the operation current was higher than 15 kA. This current seems to correspond to the limiting current.
大型ヘリカル装置（LHD）用ポロイダル磁場コイルの研究開発として、強制流動冷却ケーブル・イン・コンジット型NbTi超伝導コイル（TOKI-PF）の試験が実施された。励磁試験の成功により、NbTiケーブル・イン・コンジット導体がLHDポロイダル磁場コイルに採用可能であることが確認された。冷却過程中には、主に流動特性の測定が行われた。摩擦係数は実験式を用いて表すことができた。直流運転においては、プール冷却コイルと同様のトレーニング現象が観察された。摩擦係数はまた、励磁回数の影響を受けることが明らかとなり、これはストランドの移動に関連している可能性がある。安定性マージンおよび伝播速度は、誘導加熱器を用いて測定された。運転電流が15 kAを超えると安定性マージンが低下することが明らかとなった。この電流値は限界電流に相当するものと考えられる。