Conceptual design of separated first wall and testing of small size mock-ups

小泉 興一; 中平 昌隆; 渋井 正直*; 高津 英幸; 多田 栄介

JAERI-Tech 96-048, 73 Pages, 1996/11

JAERI-Tech-96-048.pdf:4.81MB

核融合実験炉の第一壁は、高熱負荷と粒子負荷により破損を被る可能性が極めて高く、破損時には容易に交換可能であることが要求される。この要求を満足するため重量物であるブランケット本体から機械的に分離し、独立冷却を行う第一壁を提案した。本提案の第一壁は、プラズマ対向部に金属金網を挟みこんだ薄肉二重壁構造を採用し、リークの発生を未然に防止するフェイル・セーフ機能を実現し、0.3MW/m以上の表面熱負荷と核発熱に対する除熱性能、並びに2MPaの面外方向電磁力に対する機械的強度を満足する信頼性の高い設計とした。小型パネル構造(~350kg/パネル)を有する本案の第一壁は、保守時間の短縮、放射性廃棄物の最小化等の利点も有している。本報告は、分離第一壁の本体構造、冷却、支持方式、熱構造解析と小型モックアップ試験による製作性とリーク検出特性評価試験の成果をとりまとめたものである。

Flow regime transitions in high-pressure steam-water horizontal pipe two-phase flow

中村 秀夫; 安濃田 良成; 久木田 豊

ANS Proc. 1991 National Heat Transfer Conf., Vol. 5, p.269 - 276, 1991/00

ROSA-IV/TPTF装置を用いて、内径180mmまでの大きさの水平管で、圧力3~12MPaでの蒸気/水二相流実験を実施してきた。これまでの実験から、分離流(層状、波状)との間歇流(スラグ、プラグ)間の流動様式遷移条件は、圧力、配管内径などに依存することがわかっている。特に8.9MPaより高い圧力では、スラグ流は観察されていない。ここでは、流動様式遷移条件の配管内径依存性及び、流体密度信号の統計的解析に基づく確率密度関数及びモーメントと流動様式との相関関係について調べた。その結果、流動様式遷移条件の配管内径依存性は、無次元見掛け液流速で良く表現されること、更に、流体密度の統計的解析は、流動様式の判別に有効であることがわかった。