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与能本 泰介; 安濃田 良成
日本機械学会第6回動力・エネルギー技術シンポジウム'98講演論文集, p.198 - 203, 1998/00
原研では、受動的安全系に関する研究をROSA/LSTF装置を用いて進めている。これまで、AP600関連実験を行うとともに、蒸気発生器(SG)二次側自動減圧系と重力注入系(GDIS)を組み合わせて使用する安全系の特性を検討している。この安全系では、SG二次側を除熱源とし自然循環冷却することにより一次系を減圧し、GDISにより長期炉心冠水を維持する。これに関連しSG二次側圧力を0.14MPaに、炉心出力を定格出力の1.3%に保ち、一次系冷却材量をパラメータとする自然循環実験を行った。実験では、冷却材量が70から90%の時、SG伝熱管群で、流れが停滞した伝熱管と流れが存在する伝熱管が混在する非一様挙動が観測された。これを考慮しないRELAP5解析では、安定な低圧自然循環を再現できなかった。そこで、非一様挙動の原因を検討し、自然循環挙動予測のための簡易計算手法を提案するとともに、その有効性を確認した。
奥野 浩; 酒井 友宏*
Nuclear Technology, 122(3), p.265 - 275, 1998/00
被引用回数：2 パーセンタイル：24.46(Nuclear Science & Technology)最大反応度が、燃料重要関数を一定にする燃料分布において実現されることは良く知られている。ラグランジの未定定数法を用いて平均ウラン濃度あるいは全ウラン質量が保存されるという制限を取込んだ。多群中性子輸送方程式を解くS
法計算コードANISN-JRを含む計算プログラムOPT-SNを開発した。特に裸や部分的に反射された燃料体系で、従来より用いてきた拡散近似に基づく解法よりも信頼できる結果が得られた。OPT-SNを5wt%
U濃縮の二酸化ウランと水の混合物(スラリー)が全方向水で覆われている場合、半方向だけ覆われている場合、まったく覆われていない場合の計算に適用した。全方向水反射体が付いた球形状、無限長円柱形状及び無限平板形状のUO
-HOスラリーについて計算を実施し、不均一効果の程度が平均ウラン濃度の増加に従い大きくなる傾向にあることを明らかにした。これらの体系では、不均一効果の程度は平均ウラン濃度4000gU/lで約6%
k/kに上がった。反射体が片側のみに付いた平板燃料体系では、700gU/lと低い燃料濃度でも不均一効果の程度は6%k/k以上となる。
神永 雅紀; 数土 幸夫; 村山 洋二; 薄井 徹*
Heat Transfer-Jpn. Res., 20(1), p.72 - 85, 1991/03
板状燃料を使用する研究炉の熱水力設計及び安全評価においては、垂直矩形流路における限界熱流束の把握が重要である。炉心内の出力は軸方向に分布を持つが、JRR-3等の研究炉の熱水力設計では、既存の一様加熱条件での限界熱流束に関する実験データを使用し、かつ、出力分布の最大値で一様に発熱しているものとしている。これは、研究炉に適用可能な比較的低圧条件下での出力分布を考慮した限界熱流束に関する実験データがほとんど無いためである。そこで、本研究ではJRR-3の燃料要素の1サブチャンネルを模擬した垂直矩形流路を用い出力分布を有する場合の限界熱流束を実験的に調べ、一様加熱の場合と比較・検討した。その結果、一様加熱条件下で得られた限界熱流束相関式は、出力分布を有する場合に対しても最大熱流速を基準にとれば
33%の誤差内で一様加熱の場合と同様に適用できることが明らかとなった。
M.Z.Hasan*; 功刀 資彰
Heat Transfer-Minneapolis,1991 (AIChE Symp. Ser. No. 283), p.67 - 73, 1991/00
核融合炉第1壁及びリミター/ダイバータ板内の冷却流路内の完全発達した層流液体金属流れの温度助走区間及び完全発達時の対流伝熱を3次元非定常熱流体コードCONDIFを用いて数値解析した。冷却材流路壁は絶縁としている。プラズマからの直接熱放射を受ける円形冷却材流路は表面で周方向に熱流束分布を有すると同時に、外部磁場の存在によって電気伝導性を有する冷却材流れはMHD効果を受けることになる。著者らはこれまでに印加熱流束(熱放射)の方向と磁力線の方向が平行の場合について研究してきたが、本報告では主として、熱流束の方向と磁力線の方向が異なる場合について取り扱っている。熱流束の周方向非一様性とMHD効果による熱伝達特性の変化は、両者が平行な場合最も強く現れ、直交する場合最も弱くなる。これらの影響を考慮した場合、如何なる設計検討の余地があるかを逆ピンチ炉(TITAN)を例に考察した。
功刀 資彰
SAND-92-0222, p.3-14 - 3-26, 1991/00
核融合炉のプラズマ対向機器は、プラズマ側からの放射加熱によって、片面から強い加熱を受ける。プラズマ対向機器内に設置される冷却管も又片面強加熱下にある。これまで、このような片面強加熱下での熱伝達についての研究は少なく、伝熱設計上の安全余裕が不明であった。本報告は、冷却管として円形流路を用いた場合の片面強加熱下の伝熱特性について数値解析で調べたものである。解析の結果、管内速度分布にも依存するが、片面加熱度合いを増すに従って熱伝達は低下し、最大60%も減少することが明らかとなった。また、液体金属流を用いた場合、磁場と熱流束の方向に関する応答性も調べ、片面強加熱下ではやはり熱伝達が低下(約30%)することが分かった。以上の結果を基に、核融合動力炉設計の一つである「TITAN」での境膜温度の見積り誤差が最大400
Cにも達することを指摘した。
大和 春海*; 太田 充; 森 茂
Nuclear Fusion, 12(5), p.603 - 606, 1972/05
先に核融合炉が定常運転される場合炉心プラズマの温度、密度が不安定な挙動を示す領域が存在し、不安定領域で運転される場合にはフィードバック制御が必要であり、その可能性について時間遅れを考慮して検討した。しかし、その過程では、現象を概念的にとらえるために空間的に一様な温度密度分布を仮定した。ここでは円筒座標の一次元空間を考え炉心プラズマの不安定性を検討した。その結果燃料の注入が空間的に一様な場合には先の結論と同じく炉心プラズマには不安定領域が存在し、それはプラズマの粒子拡散係数及び熱伝導率の温度密度依存性に影響をうけることが判った。また高次モードの外乱を与えた場合約0.1secのオーダーでならされてしまい、その速度は高次モード程速いことが判った。
