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麻生 智一; 佐藤 博; 神永 雅紀; 日野 竜太郎; 門出 政則*
Proceedings of ICANS-XVI, Volume 2, p.935 - 944, 2003/07
J-PARCの核破砕ターゲットシステムでは、高い中性子強度・パルス性能を同時に実現できる扁平型構造の非結合型モデレータ、及び、高強度冷中性子ビームを広い立体角すなわち多くの利用者に供給可能な円筒型構造の結合型モデレータを設置する。超臨界水素(1.5MPa,20K)の使用を視野に入れた冷減速材の設計においては、容器構造設計とともに、容器内流動の妥当性を最適化する必要がある。扁平型及び円筒型冷減速材容器に関して、アクリル製の模擬容器を用いた水による可視化流動実験を行い、再循環流や流れの停滞域などの流動場を明らかにした。流動解析結果と実験を比較し、解析コードを検証した。これにより容器構造に対する実機容器内水素の温度分布の予測が精度よく可能となった。
濱田 一弥; 小泉 徳潔
プラズマ・核融合学会誌, 78(7), p.616 - 624, 2002/07
現在、ITER等のトカマク型核融合炉の設計には、高磁場性能,高耐電圧性能,電磁力に対する高剛性の要求から、強制冷却型超伝導コイルが採用されている。強制冷却型超伝導コイルにおいては、超伝導の電気抵抗ゼロの特性や反磁性という性質に、ケーブル・イン・コンジット導体(CICC)特有の複雑な構造が加わることにより、多様な電磁現象が発生することが知られている。最近特に解明に労力が注がれているのは,導体内部に発生する不均一電流による通電安定性に対する影響や変動磁場で発生する導体の交流損失現象である。CICCの開発においては、超伝導素線のヒステリシス損失及び交流損失及び導体内部での不均一電流による不安定性について研究が進展し、素線のフィラメント配置の最適化や、素線間の接触抵抗の制御を行うことによって、ITERモデル・コイルのような大型超伝導コイルの開発に成功することができたので、その概要を報告する。
加藤 崇
ターボ機械, 28(9), p.536 - 545, 2000/09
核融合炉用超伝導コイル冷却に必要な超臨界圧ヘリウム・ポンプについて、これまで原研が開発してきた3台のターボ・ポンプを中心に解説し、展望する。核融合炉用超伝導コイルにおける超臨界圧ヘリウム循環冷却方式の必要性、並びにその冷却にターボ・ポンプを使用することの優位性について解説を行う。そして原研が開発した世界最大容量を有する超臨界圧ヘリウム・ターボポンプについて、設計・性能を紹介し、極低温ヘリウムにおけるターボ機械応用の有効性を述べる。
杉本 誠; 加藤 崇; 礒野 高明; 吉田 清; 辻 博史
Cryogenics, 39(4), p.323 - 330, 1999/00
被引用回数：4 パーセンタイル：23.76(Thermodynamics)ケーブル・イン・コンジット導体を用いた強制冷凍型超電導コイルの交流損失による流量低下現象について定量的解析手法を示した。この手法による流量低下評価は大型超電導コイルを用いた実験結果と良く一致した。また本手法を用いた評価により、ITER実機の超電導コイルや商用の超電導電力貯蔵用コイルのパルス運転に対する安定な動作条件について、大型・大容量の低温ポンプが必要不可欠であることを示した。
杉本 誠; 礒野 高明; 辻 博史; 吉田 清; 高野 一朗*; 浜島 高太朗*; 佐藤 隆*; 篠田 公之*
Cryogenics, 38(10), p.989 - 994, 1998/00
被引用回数：4 パーセンタイル：23.96(Thermodynamics)ケーブル・イン・コンジット導体は、その高い熱・機械・電気特性から核融合炉用コイルのような大型機器に応用されている。またその高い熱特性から、核融合用あるいは磁気エネルギ貯蔵コイルでのパルス運転用としても利点を有している。通常ケーブル・イン・コンジット導体は強制冷凍にて冷却されるため、多数の冷却流路を持つ。パルス運転による交流損失による発熱は、その大きな冷却ペリメータにより速やかに除去される。一方、導体内部の発熱は、導体入口流量の低下を招く。従ってパルス運転による交流損失による発熱により、入口流量の低下を招き、これがパルス運転への制約となる。この入口流量低下と内部発熱量の関係を定量的に論じる。併せて、パルス運転時の入口流量低下に関する設計基準を提案する。
浅香 英明; 久木田 豊
Journal of Nuclear Science and Technology, 33(9), p.696 - 702, 1996/09
被引用回数：2 パーセンタイル：24.71(Nuclear Science & Technology)加圧水型原子炉(PWR)の小破断冷却材喪失事故(LOCA)時におけるホットレグ内の流れは、重力により水と蒸気が分離した水平層状二相流で特徴づけられる。ここではホットレグ水位は、蒸気発生器(SG)内ないしは加圧器内への蒸気による水のキャリオーバー量に影響する重要なパラメータである。小破断LOCA時のホットレグ内層状二相流は、水流量が増加するにしたがい常流から射流に遷移し、これに起因する典型的な水位低下の生じることがLSTF実験により示された。Gardnerは、ホットレグ入口前後で各相のエネルギーが保存されると仮定し、常流から射流への遷移モデルを開発した。しかし、このモデルによる予測結果とLSTF実験結果との一致は、定量的に不十分であった。筆者らは、Gardnerのモデルにホットレグ入口の形状エネルギー損失項をとりいれた改良モデルを開発した。この改良モデルは、LSTF実験で見られたホットレグ内の常流から射流への遷移条件を良く予測した。さらに射流条件下の水位は、ホットレグ内における運動量保存則で予測できることを明らかにした。
浅香 英明; 久木田 豊; 斉藤 誠司*
The 3rd JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering (ICONE),Vol. 1, 0, p.131 - 136, 1995/00
加圧水型原子炉(PWR)の小破断冷却材事故(LOCA)時におけるホットレグ内の流れは、重力により水と蒸気が分離した水平層状二相流で特徴づけられる。ここでホットレグ水位は、蒸気発生器(SG)内ないしは加圧器内への蒸気による水のキャリオーバー量に影響する重要なパラメータである。小破断LOCA時のホットレグ内層状二相流は、水流量が増加するにしたがい常流から射流に遷移し、これに起因する典型的な水位低下の生じることがLSTF実験により示された。Gardnerは、ホットレグ入口前後で各相のエネルギーが保存されると仮定し、常流から射流への遷移モデルを開発した。しかし、このモデルによる予測結果とLSTF実験結果との一致は、定量的に不十分であった。筆者らは、Gardnerのモデルにホットレグ入口の形状エネルギー損失項をとりいれた改良モデルを開発した。この改良モデルは、LSTF実験で見られたホットレグ内の常流から射流への遷移条件を良く予測した。さらに射流発生時の水位予測及び気液の相間摩擦が水位変化に及ぼす影響についても論じられている。
加藤 崇; 高橋 強*; 河野 勝己; 檜山 忠雄; 濱田 一弥; 岩本 収市*; 戎 秀樹*; 三宅 明洋*; 辻 博史
Fusion Technology 1992, p.887 - 891, 1992/00
核融合実験炉には大型で、超臨界圧ヘリウムを冷媒とする強制冷却型超電導磁石が必要とされる。このような磁石を効率良く冷却する方法として極低温ポンプを用いた循環ループ・システムが最も適している。日本原子力研究所はこの極低温ポンプを2台、設計・製作し、性能試験を行なった。その結果、目標としたポンプの特性を充分に得ることができ、特に、ポンプの断熱圧縮効率は、最高86%に達し、極低温ポンプを用いた強制冷却型超電導磁石の冷却方法の優位性を実証することができた。
片山 二郎; 中村 秀夫; 久木田 豊
Proc. of the Int. Conf. on Multiphase Flows 91-TSUKUBA,Vol. 1, p.7 - 10, 1991/00
LSTFを用いた小破断LOCA実験において、ホットレグ中に生じる層状流の液相流速が気液界面に生じる波の伝播速度を上回る、いわゆる射流が生じる場合があることが観察されている。本研究では、蒸気発生器入口配管を模擬した上昇管をもつ小口径水平配管を用いて大気圧下の水・空気層状流について射流の生じた場合の流動様式遷移に関する実験を行った。実験では、水平管内あるいは上昇管入口において跳水が生じ、跳水の下流側は常流となり層状流から波状流あるいはスラグ流へ遷移した。特に高い水流量では、射流から直接スラグ流へ遷移し、明瞭な跳水は認められなかった。この実験から以下の点が明らかになった。(1)水平管内でスラグ流への遷移が生ずる液流量は、常流と射流の場合で異なる。(2)しかし、スラグ流へ遷移する直前の条件での局所ボイド率と気液間相対速度は、射流・常流のいずれの場合も同一のモデルにより予測できる。
