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戸田 三朗*; 結城 和久*; 秋本 肇
JAERI-Tech 2004-008, 58 Pages, 2004/03
JAERI-Tech-2004-008.pdf:5.14MB
核融合炉の炉心プラズマ周辺に設置される第一壁,ダイバータ,リミターなどの機器は、プラズマから膨大な熱負荷を受けるため、高熱負荷を有効に除去するための技術が必要である。現状では最高で50MW/m
程度の限界熱流束値が報告されているが、今後の核融合炉の実用化を踏まえて飛躍的な限界熱流束値の向上が期待されている。そこで、筆者らは「多孔質体内相変化を利用した除熱」と「ミスト衝突噴流による除熱」の2つの定常除熱法を用いて限界熱流束値の極限に挑戦する実験を行い、次の成果を得た。多孔質体を用いた超高熱流束除去実験では、多孔質体がステンレス時に10MW/m,ブロンズ時に34MW/m,銅ファイバー時に71MW/mの定常除熱を実証した。一方、ミスト衝突噴流による局所高熱流束除去実験では、ミストの液滴径や流速を最適化することにより、15MW/mの除熱を達成した。
鍋島 邦彦; 中塚 亨; 石川 信行; 内川 貞夫
JAERI-Conf 2003-020, 240 Pages, 2003/11
JAERI-Conf-2003-020.pdf:27.66MB
「低減速軽水炉研究会」は、日本原子力研究所(原研)が革新的水冷却炉として研究を進めている低減速軽水炉について、研究の効率的推進に資することを目的として、所内関連部門の研究者と大学,国公立試験研究機関,電力会社,原子力メーカー等の所外研究者とが情報交換を行っているものである。本研究会は、平成10年3月に開催された第1回会議以来、毎年開催されており、第6回となる今回は、平成15年3月6日に東海研で行われ、昨年同様、日本原子力学会北関東支部の共催を得て、所内関連研究者,大学,研究機関,メーカー等から100名の参加があった。第1部では、原研における低減速軽水炉の研究開発の現状とともに、小型低減速炉の設計研究,低減速炉心の臨界実験,高性能被覆管の開発,限界熱流束実験に関する最新の研究成果(5件)が報告された。また、第2部では、革新的原子炉研究開発を巡る動向として、「実用化戦略調査研究」及び「超臨界圧水冷却炉の研究」について、それぞれサイクル機構と東芝からの発表があった。
T.V.Hung*; 坂本 幸夫; 安田 秀志
JAERI-Research 98-057, 25 Pages, 1998/10
JAERI-Research-98-057.pdf:1.04MB
Dalat炉の中性子束特性であるエネルギースペクトル、中性子束絶対値及び照射孔に沿った分布をMCNP4Aコードで計算した。すべての計算はパーソナルコンピュータで実施した。各ケースの計算時間は約2日であった。計算体系は500Wで運転される炉心を正確にモデル化した。中性子束及びスペクトルフィッティング因子
は5%以内で実験値と一致した。計算で得たエネルギースペクトルを用いてカドミウム比及び
Auの実効断面積を計算した。この計算ではJENDL及びIRDF82の核データを用いた。計算結果の比較から、(1)カドミウム比は計算値/実験値で表した不一致がIRDF82の場合に1~6%、JENDLの場合に4~8%であり、(2)Au(n,
)
Au実効断面積はJENDLまたはIRDF82を用いても殆ど同一の値を与えた。
鈴木 哲; 鈴木 隆之*; 荒木 政則; 中村 和幸; 秋場 真人
Journal of Nuclear Materials, 258-263, p.318 - 322, 1998/00
被引用回数：8 パーセンタイル：56.66(Materials Science, Multidisciplinary)核融合実験炉用ダイバータ板模擬試験体の高熱負荷実験について報告する。試験体は表面材料に高熱伝導率をもつCFC材料を使用し、冷却管には疲労強度が高く、接合性にも優れたアルミナ分散強化銅製の2重管を使用している。本試験体、並びに比較のための純銅製冷却管をもつ試験体に対して定常熱負荷(20MW/m)をくり返し与え、熱疲労強度を評価する実験を行った。その結果、純銅製冷却管をもつ試験体は約400サイクルで冷却管が疲労により破損した。一方、アルミナ分散強化銅製冷却管をもつ試験体は顕著な疲労損傷を受けることなく1000サイクルの負荷に耐えることを実証し、本冷却管の疲労強度における優位性を示した。
江里 幸一郎*; 鈴木 哲; 佐藤 和義; 中村 和幸; 秋場 真人
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.117 - 120, 1998/00
原研におけるITERダイバータ板開発の成果、特に実規模長のダイバータ試験体の製作、及びイオンビーム照射による加熱実験の結果について報告する。試験体は炭素系材料とタングステン材料をアーマ材とする約1.3mの垂直ターゲット及び約90cmのウィングと呼ばれるものである。加熱実験の結果、ITERダイバータ板の定常熱負荷条件(5MW/m,1000回以上)に耐える実規模長ダイバータ試験体の開発に成功した。
町田 昌彦*; 蕪木 英雄
Physical Review Letters, 74(8), p.1434 - 1437, 1995/02
被引用回数：12 パーセンタイル：61.00(Physics, Multidisciplinary)3次元層状超伝導体のモデルにおける磁束線の構造を明らかにした。方法は時間依存のギンツブルク・ランダウ方程式とマックスウェル方程式を連立させて数値的に解く方法である。層状超伝導体は、コヒーレンス長がC軸方向の単位格子長と同程度の場合をタイプAとし、格子長がコヒーレンスの数倍程度をタイプBとする。タイプAのモデルとタイプBのモデルにおいてどちらもサンプル端で磁束の絡まりが安定に観察される。又、タイプBのモデルでは、低温で直線状の磁束が存在するが、高温では段階状の磁束が現れることがわかった。
村田 幹生; 木内 伸幸; 横山 須美
JAERI-M 94-065, 93 Pages, 1994/03
草地土壌や湿地などに存在するHTOが人の被ばくに至るプロセスおよび移行のパラメータ等を明らかにすることを目的として、IEA/OECD核融合環境、安全性、経済性に関する研究協力協定のもとで、HTOの野外挙動実験をカナダとの協力のもとに実施した。本報告は、カナダのチョークリバー研究所廃棄物処理場周辺、およびピッカリング発電所敷地周辺での、1)準平衡状態にある環境媒体中(空気、土壌、植物、プール水)におけるHTOレベルの短期変動とその相関関係、2)空気中HTOの地表高分布、地表と大気間の水蒸気交換速度、HTOフラックスおよび土壌中HTOの大気への放散率、3)植物有機結合トリチウムの生成、植物葉からの空気中HTOの取入れ速度等に関して得られたデータをまとめたものである。なお、3)等に関する成果は野外実験データ集(2)として別に報告される予定である。
小原 徹*; 中島 健; 井頭 政之*; 関本 博*; 須崎 武則
JAERI-M 94-004, 40 Pages, 1994/02
本書は、1993年7月に日本原子力研究所の軽水臨界実験装置TCA(Tank-Type Critical Assembly)を用いて行われた東京工業大学の学生実験のためにかかれたテキストを整理したものである。同実験では、炉物理実験の基本となる(1)臨界近接実験、(2)中性子束分布の測定、(3)出力分布の測定、(4)燃料棒価値分布の測定、(5)ロッドドロップ法による安全板価値の測定が行われた。本書には、実験原理、実験手順、結果の解析手法について記載されている。
大山 幸夫; 前川 洋
JAERI-M 83-195, 74 Pages, 1983/11
円筒型酸化リチウム平板体系に15MeV D-T中性子を照射し、体系の表面中心から漏洩してくる中性子の角度依存スペクトルを0.5から15MeVのエネルギ範囲で測定した。円筒平板は2次元体系における多重散乱中性子の角度依存性を調べるために採用した。実験は核融合中性子工学のための核データと核計算法を検証するためにおこない、体系に対する入出力スペクトルの測定結果を図と数値表に編集した。また、実験条件、誤差等についても詳細な議論を行った。中性子スペクトルはNE213を用いた飛行時間法と良く絞ったコリメータ系を通して測定した。測定においては、体系の厚さと漏洩してくる角度をパラメータにした。実験値の全系統的誤差は、中性子束の大きさに対し-2から+6%の範囲であると評価した。
三浦 俊正*; 笹本 宣雄
Nuclear Science and Engineering, 83, p.333 - 349, 1983/00
被引用回数：4 パーセンタイル：50.71(Nuclear Science & Technology)中性子ストリーミング計算を評価するための実験データーを得ることを目的としてJRR-4において鋼壁円環ダクト内の中性子束分布の測定が行われた。実験体系としては主冷却管周辺部、一体型舶用炉の主循環ポンプの周辺部、90°屈曲ダクトをそれぞれ模擬した体系および空隙巾並びに原子炉に対するダクトの設置位置をパラメーターとした6つの体系がとられた。これらの体系に対し放射化法によって反応率と中性子束が30%の精度で絶対値で求まっている。また実験データーに基づいて原子炉遮蔽体を貫通する鋼壁円環ダクトの軸方向中性子束分布を表わす経験式が得られた。これは直視面積Slの平方根を軸方向の単位距離とする簡単な距離の関数で表現されている。式の精度は原子炉に対するダクトの設置位置、中性子エネルギー、鋼壁の厚さおよびダクト周辺物質を考慮に入れて調べられた。式の精度は一般に3√Slから30√Slの範囲で30%以内である。
竹内 清*; 笹本 宣雄
Nuclear Technology, 62, p.207 - 221, 1983/00
被引用回数：2 パーセンタイル：34.84(Nuclear Science & Technology)加圧水型軽水炉の計算モデル化が圧力容器のベルトラインにおける中性子場の計算結果に及ぼす影響を調べるため、1000MWeクラスPWRについて3つの座標、すなわち(R,
),(R,Z)および(X,Y,Z)と(R,)の結合座標形状に対してモデル化を行い、中性子輸送計算を実施した。PALLAS-XYZによる3次元計算は他の2次元計算の標準として用いた。標準計算との比較から、(R,)計算に用いる線源規格化は実効炉心長を用いて行えばよいことが分った。さらに2種類の(R,Z)モデルを用いて圧力容器での計算値の下限を調べた。(R,)計算で軸方向への漏洩を無視した影響も調べ、圧力容器外表面まではその影響はほとんど無いことがわかった。圧力容器内面での方位角方向のピーキングはおよそ2.7である。PALLASの計算精度はPCA8/7体系での実験、およびアーカンサスPWR原発の実験結果との比較により30%以内であることを確めた。
近藤 梅夫*; 堀池 寛; 森田 洋昭*; 菅原 亨*; 田中 茂
JAERI-M 7612, 11 Pages, 1978/03
JT-60用中性粒子入射装置のイオン源開発の一つとして引出電極の冷却について実験した。10cm
強制冷却電極を製作し、加速電圧30kVで電流3.8Aのときビームパルス巾7.3secまで、30kV、1.3Aのとき9.4secまでの運転をした。そのときの電極の最大温度上昇(接地電極中央)は、冷却水の核沸騰熱伝達によって210
C程度に抑えられた。また、冷却水への伝熱量は最大3.1kWであった。一方、7cmグラファイト電極の実験では、放電破壊の頻発によって運転が妨げられ、さらに炭化水素イオンが全イオンビームのうち約10%をも占めた。長いパルス巾の運転はそれらの点から行なうことができなかった。
大部 誠; 一守 俊寛
Journal of Nuclear Science and Technology, 5(9), p.447 - 451, 1968/00
被引用回数：0抄録なし
