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論文

Thermal-hydraulic characteristics in a tokamak vacuum vessel of fusion reactor after transient events occurred

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$$^{circ}$$C、注入水温度200$$^{circ}$$C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。

論文

Exchange flow characteristics in a tokamak vacuum vessel of fusion reactor under the loss-of-vacuum conditions

高瀬 和之; 功刀 資彰; 関 泰

Journal of Fusion Energy, 16(1-2), p.189 - 194, 1997/00

核融合炉の真空境界が破断した場合、圧力差による空気置換が行われた後、破断口部には容器内外の温度差に起因する置換流が形成される。この置換流によって、放射化ダストの微粒子は炉外に持ち出されるため安全上問題である。そこで、核融合炉真空容器を模擬した縮小簡略モデルを使って、真空境界破断時に発生する置換流挙動について実験的に調べ、次の成果を得た。(1)置換流量は、容器設置面から破断口までの鉛直方向距離に大きく依存する。(2)容器上部に1個の破断口がある場合の置換流は対向流になる。また、容器側部に1個の破断口がある場合の置換流は成層流になる。(3)破断口が2個の場合には、一方が流入口、他方が流出口となるため、破断口が1個の場合よりも置換流挙動は急激に進行する。(4)置換流量と経過時間の関係から、置換流挙動は、置換流発生直後の不安定領域、その後の遷移領域、最終的に十分置換が進行した安定領域の3つの領域に大きく分けられる。(5)不安定領域と安定領域に対して、置換流評価のためのフルード数の実験式を導出した。

論文

Experimental study on buoyancy-driven exchange flows through breaches of a tokamak vacuum vessel of a fusion reactor under the loss-of-vacuum-event condition

高瀬 和之; 功刀 資彰; 小川 益郎; 関 泰

Nuclear Science and Engineering, 125(2), p.223 - 231, 1997/00

 被引用回数:11 パーセンタイル:65.44(Nuclear Science & Technology)

核融合炉の真空容器が破断した場合、圧力差による空気置換が行われた後、破断口部には真空容器内外の温度差に起因する浮力駆動型置換流が形成される。この置換流によって、真空容器内に存在する放射化ダストの微粒子やトリチウムは炉外に同伴されることが考えられ、核融合炉安全性の観点から真空破断時の置換流挙動を把握することは大変重要である。そこで、核融合炉のトカマク型真空容器を縮小簡略モデルで模擬した実験装置を使って、作動流体にヘリウムガス(容器内部)、空気(容器外部)を用い、真空破断予備実験を行った。その結果、置換量は破断口の数や真空容器設置面から破断口までの鉛直方向距離に大きく依存することがわかった。また、真空容器上部が破断した場合には破断口を通る置換流は対向流となるため置換流挙動は抑制されること、並びに、容器側部が破断した場合には置換流は成層流となるため置換流挙動は比較的スムースに進行することが判明した。さらに、真空容器内の置換量は、破断口径の増加とともに増大し、破断口長さの増加とともに減少することを実験的に明らかにした。

論文

Effects of breach area and length to exchange flow rates under the LOVA condition in a fusion reactor

高瀬 和之; 功刀 資彰; 関 泰

Fusion Technology, 30(3(PT.2B)), p.1459 - 1464, 1996/12

核融合炉の真空容器が破断すると、破断口部に密度差駆動による置換流が形成される。この置換流は放射化したダストを同伴して容器内部から外部へと流れるため、汚染領域の拡大に繋がり、この置換流挙動を把握することは核融合炉の安全上大変重要である。著者らはすでに、核融合炉の真空容器をスケールモデルで模擬した実験装置を使って真空容器破断事象(LOVA)予備実験を行い、破断口位置と置換量との関係を明らかにした。今回は、破断口に直径及び長さの異なる数種類のダクトを取り付けて、破断面積と破断長さが置換流量に及ぼす影響を調べた。その結果、ダクト長さに比例してダクトの摩擦損失が増加するために、置換量は減少することが分かった。また、大口径破断の場合には破断口位置には無関係に置換量は破断面積に比例して増大した。一方、小口径破断の場合には、置換量は破断口位置に依存する傾向を示した。すなわち、真空容器の上部に破断口がある場合には対向流の影響を受けて破断面積の縮小とともに置換量は大きく減少したが、破断口が真空容器側部にある場合には成層流の影響が支配的になり破断面積によらず置換量はほぼ一定値を示した。

論文

Experimental study of buoyancy-driven exchange flow from breaches under LOVA condition

高瀬 和之; 功刀 資彰; 小川 益郎; 関 泰

16th IEEE/NPSS Symp. on Fusion Engineering (SOFE '95), 1, p.317 - 320, 1996/00

核融合炉の真空容器が破断した場合(LOVA)、圧力差による空気置換が行われた後、破断口部には容器内外の温度差に起因する浮力依存型置換流が形成される。この置換流は、放射化物質等を炉外に放出し続けるため、汚染領域の拡大につながる。そこで、核融合炉真空容器を模擬した縮小簡略モデルを使って、作動流体にヘリウムガス(容器内部)、空気(容器外部)を用い、破断口径一定の条件のもとでLOVA模擬実験を行い、破断口の個数及び位置が置換流量に及ぼす影響を調べ、次の成果を得た。(1)置換流量の値は破断口位置には無関係である。(2)置換流量は容器設置面から破断口までの鉛直方向距離に大きく依存する。(3)容器上部に1個の破断口がある場合は破断口を通る置換流は対向流となるため置換流挙動は抑制される。一方、容器側部に一個の破断口がある場合は、流体の密度差によって破断口の上半分より流入し、下半分より流出する置換流挙動を示す。(4)破断口が2個の場合には、一方が流入口、他方が流出口となるため、置換流挙動は破断口が1個の場合よりも急激に進行する。(5)置換流挙動は、遷移領域を除き、置換流のフルード数と経過時間とは比例関係にある。

論文

Experiments on exchange flow through two breaches during loss of vacuum accident in nuclear fusion experimental reactor

小川 益郎; 功刀 資彰; ITER/FER安全グループ

Fusion Technology, 21, p.2036 - 2040, 1992/05

核融合実験炉において、もし真空破断事故が起きると、真空容器の破断口を通して浮力駆動型の置換流れが生じる。そこで、安全性解析に関連して、環状容器の垂直かつ、もしくは水平破断口での置換流量に及ぼす容器形状の影響と破断口配置の影響を調べる実験を行った。置換流量に関する実験結果を既存の相関式と比較し、ベルヌーイの式に基づく相関式が、真空容器からの放射線物質の放出の観点から保守的な結果を与えることを示した。

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