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柴田 光彦; 高瀬 和之; 渡辺 博典; 秋本 肇
Fusion Engineering and Design, 63-64, p.217 - 222, 2002/12
被引用回数：5 パーセンタイル：34.51(Nuclear Science & Technology)本報は、核融合実験炉の圧力抑制システムが設計どおりの機能を有していることを実験的に調べたものである。試験は、核融合実験炉の構成要素(真空容器や圧力抑制システム等)を約1/1600のスケールで簡略モデル化した装置を使って、核融合実験炉の運転条件を模擬した条件下で真空容器内冷却材侵入時の圧力上昇挙動を調べた。一連の試験を行い、次の結論を得た。(1)3本のリリーフ配管を使用した場合には1本だけの場合に比べて真空容器内の最高到達圧力を約50kPa低下できる。(2)真空容器内の圧力上昇はリリーフ配管の断面積に大きく依存する。(3)最大水侵入時における真空容器内の圧力上昇速度は秒速100-200kPaである。(4)冷却材の温度,圧力,真空容器壁温,侵入水量等の広範囲な条件に対しても圧力抑制システムは設計どおりの性能を十分期待できる。
高瀬 和之; 秋本 肇; Torilski, L. N.*
Fusion Engineering and Design, 54(3-4), p.593 - 603, 2001/04
被引用回数：16 パーセンタイル：73.13(Nuclear Science & Technology)核融合炉真空容器内冷却材侵入事象(ICE)時における2相流挙動の定量的把握及び核融合実験炉(ITER)安全システムの妥当性評価を目的としてICE統合試験装置が建設された。本報はICE統合試験装置による圧力上昇実験の結果をまとめたものである。ICE統合試験装置はコンパクトITERを約1/1600のスケールで縮小簡略モデル化しており、プラズマチャンバー、ダイバータ、真空容器、サプレッションタンク等から成り、ITERで想定する最大ICE条件の温度、圧力、流量等を模擬できる。容器温度230
、侵入水温度150の条件で侵入水量を変えた実験を行った結果、ITERのサプレッションタンクシステムはICE時の圧力上昇を抑制するために十分効果的であることがわかった。また、TRACコードを使って実験解析を行い、実験結果を数値的に十分予測できる高い見通しが得られた。
高瀬 和之; 小瀬 裕男*; 秋本 肇
Fusion Engineering and Design, 51-52, p.623 - 630, 2000/11
被引用回数：1 パーセンタイル：12.08(Nuclear Science & Technology)核融合炉真空容器内冷却材侵入事象(ICE)下における2相流挙動を定量的に把握し、核融合実験炉(ITER)建設のための安全性データベースに資することを目的としたICE統合試験装置を計画している。本報はICE統合試験装置を設計するに当たって行った予備解析の結果をまとめたものである。軽水炉の安全性評価で実績のあるTRAC-PF1コードを使って数値予測を行い、ICE事象下における統合試験装置内の圧力上昇特性に関して次の結論を得た。(1)圧力上昇は水注入ノズルのサイズや個数に依存する、(2)圧力上昇は真空容器及びプラズマチェンバーの容積に依存する、(3)容器表面温度が低い場合には凝縮効果により圧力上昇は抑制される、(4)圧力上昇はダイバータ部に設けられたオリフィス状のダイバータギャップのサイズやピッチに依存する、(5)サプレッションタンク使用により圧力上昇は抑制されるが、圧力上昇抑制の度合いはリリーフ配管の直径や数量に依存する。今後は本報で示した解析体系を核融合実験炉の体系に拡張し、実機条件下でのICE事象解析を行う考えである。
高瀬 和之; 功刀 資彰*; 関 泰; 秋本 肇
Nuclear Fusion, 40(3Y), p.527 - 535, 2000/03
被引用回数：11 パーセンタイル：34.93(Physics, Fluids & Plasmas)国際熱核融合実験炉(ITER)の熱流動安全性研究として、真空容器内冷却材侵入事象(ICE)及び真空境界破断事象(LOVA)下における伝熱流動特性をICE/LOVA予備実験装置を使って明らかにした。ICE予備実験では、冷却材侵入後の圧力上昇速度と温度の関係を把握するとともに、水蒸気凝縮の促進によって圧力上昇を抑制できることを原理的に実証した。一方、LOVA実験では、真空破断後に真空容器内が真空から大気圧になるまでの時間と破断面積の関係を実験的に把握した。また、破断口部に発生する置換流の定量測定結果を基に置換流に同伴される放射化ダクトの飛散分布を予測した。これらICE/LOVA予備実験の成果は核融合実験炉用熱流動安全性評価解析コードの検証に利用された。さらに、ITER工学設計活動の延長期間中に行う計画であるICE/LOVA統合試験の概要、試験項目及び試験スケジュールを示した。本試験の目的は、核融合実験炉における熱流動安全性の考え方の妥当性やICE/LOVA事象下でのシステム安全系の総合性能を実証し、核融合実験炉の安全評価に備えることである。
高瀬 和之; 小瀬 裕男*; 秋本 肇
Proceedings of 7th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-7) (CD-ROM), 10 Pages, 1999/00
核融合炉真空容器内冷却材侵入事象(ICE)及び真空境界破断事象(LOVA)下における熱流動特性を把握し、核融合実験炉建設のための安全性データベースに資するために、より実機形状に近い条件下の試験を目的としたICE/LOVA統合試験装置を計画している。本報告は、ICE/LOVA統合試験装置を設計するに当たって実施した予備解析の結果の一部をまとめたものである。解析にはTRAC-PF1コードを使い、ICE事象下における統合試験装置内の圧力上昇特性を数値的に予測した。本研究の結果、(1)圧力上昇は水注入ノズルの径や個数に依存する、(2)圧力上昇は真空容器の容積及び表面温度に依存する、(3)圧力上昇はダイバータ部に設けられた間隙のサイズに依存する、(4)圧力上昇は水侵入中はフラッシング蒸発、水侵入終了後は沸騰熱伝達に依存する、ことが定量的に明らかになった。ICE/LOVA統合試験装置は平成11年9月中に完成する予定であり、本装置による一連の試験はITER EDA延長期間中のタスクとして実施される。
高瀬 和之; 功刀 資彰*; 秋本 肇
Proc. of 6th Int. Conf. on Nucl. Eng. (CD-ROM), 12 Pages, 1998/00
核融合炉の真空容器内冷却材侵入事象(ICE)をスケールモデルで模擬したICE予備実験の結果から、圧力上昇過程の支配因子は、(1)加熱面に衝突した水の沸騰、(2)容器内部に蓄積した水の沸騰及び(3)水侵入時のフラッシング蒸発であることがわかった。そこで、熱流動解析コードTRAC-PF1を使って圧力上昇挙動を数値的に検証した。TRACコードによる感度計算の結果、ICE時の圧力上昇過程を数値的に十分予測できることがわかった。同時に、予測精度の向上には、真空容器内に侵入した水の飛散分布及び水と接する容器内伝熱面積を正確に把握する必要があることを明らかにした。
高瀬 和之; 功刀 資彰; 関 泰
Eighth Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics (NURETH-8), 3, p.1321 - 1327, 1997/00
国際熱核融合実験炉(ITER)の安全性研究として、真空容器内冷却材侵入事象(Ingress of Coolant Event)及び真空境界破断事象(Loss of Vacuum Event)下における真空容器内の圧力上昇速度等を実験的に調べた。冷却材侵入事象予備実験では、容器内温度250
C、注入水温度200Cの条件で35気圧の水を10秒間注入したところ、容器内圧力は最高7気圧まで上昇したが、ITERで計画されているサプレッションタンクを使用することにより最高到達圧を目標とする値に低減できることを実験的に確認した。今後は広範な温度条件に対してサプレッションタンクの減圧性能を調べる計画である。真空境界破断事象予備実験では、破断後に容器内が真空から大気圧になるまでの置換時間は破断口サイズが1mm径の場合には約1時間、100mm径の場合には約0.5秒になり、これら置換時間と破断口サイズの関係は対数グラフ上でほぼ整理できることがわかった。この結果から、ITERにおける真空境界破断の置換時間を推定することが可能となった。
高瀬 和之; 功刀 資彰; 関 泰; 栗原 良一; 植田 脩三
Fusion Technology, 30(3(PT.2B)), p.1453 - 1458, 1996/12
核融合炉の第一壁やダイバータ等のプラズマ対向機器には、除熱のために多数の冷却水配管が組み込まれている。これら冷却水配管が何らかの理由で損傷し、配管内を流れる高温高圧水が真空容器内に噴出した場合、水が高温壁に接触して沸騰・蒸発して急激に容器内圧力が上昇することが考えられる。もし真空容器内圧力が安全装置(ラプチャーディスク)の動作時間よりも速く真空容器の耐圧値に達するならば、最悪事態として真空容器が破損することが考えられる。そこで、核融合炉の真空容器を模擬した予備実験装置を使って、真空容器内冷却材侵入事象(ICE)時の熱流動挙動を定量的に調べた。実験条件は、容器内真空度10Torr以上、容器内壁温度150~250C、高温高圧水の温度80C及び圧力3.5MPaである。その結果、圧力上昇速度は侵入水量に依存するものの、本実験の範囲では0.05MPa/s以下であり安全装置の動作時間を十分確保できることが分かった。また、水衝突面の温度分布から噴出水の衝突面上の影響範囲と噴出水量との関係を明らかにした。さらに、一次元の2相流計算の結果、ICE時の容器内圧力変動は数値的に予測できることを示した。
中村 秀夫; 片山 二郎; 安濃田 良成; 久木田 豊
日本機械学会第69期通常総会講演会講演論文集,Vol. B, p.456 - 458, 1992/00
原子炉停止時に炉心崩壊熱を除去する余熱除去系の機能喪失事象について、ウェスティングハウス型加圧水型原子炉を模擬したROSA-IV/LSTF装置を用いて、原子炉1次系に開口部の無い条件での模擬実験を行った。その結果、事象発生後、炉心冷却材の沸騰及び1次系の圧力上昇は、炉心出力等に依存するものの、今回の実験条件では、10分程度の早期に開始することがわかった。更に、1次系の圧力は、2次側に冷却材を持つ蒸気発生器(SG)の2次側圧力に依存し、SG2次側圧力の制御により圧力上昇を抑制することができること、また、非凝縮性ガス(今回実験では空気)が1次系内の各部、特に2次側に冷却材を持つSGの細管内に集まり蒸気凝縮を妨げると共に、1次系の圧力上昇に大きな影響を与えることなどがわかった。
