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論文

陽子加速器を用いた新しい中性子源とその利用

日野 竜太郎; 横溝 英明; 山崎 良成; 長谷川 和男; 鈴木 寛光; 曽山 和彦; 林 眞琴*; 羽賀 勝洋; 神永 雅紀; 数土 幸夫*; et al.

日本機械学会誌, 107(1032), p.851 - 882, 2004/11

中性子は物質科学,生命科学等の先端的科学研究を推進するうえで不可欠であり、より大強度の中性子源が強く要望されている。この要望に応えるため、日米欧においてMW級陽子ビームによる核破砕反応を利用した新しい中性子源の開発・建設が進められている。我が国では、日本原子力研究所と高エネルギー加速器研究機構が共同で核破砕中性子源の建設を中核とした大強度陽子加速器計画を進めている。本計画における核破砕中性子源は既存の研究炉(JRR-3)よりも中性子強度が2桁以上高い性能を有しており、先端的科学研究を推進するとともに、中性子利用による新産業創出に貢献することを目的としている。本小特集号では、大強度陽子加速器計画の核破砕中性子源において、何ができるのか,何に使えるのか,何がわかるのか,何に役立つのかを具体的に示し、核破砕中性子源の設計・開発・製作状況を液体重金属技術等の基盤技術とともに紹介する。併せて、世界最高強度・性能の陽子加速器システム及び大強度中性子の利用系における新技術・知見を紹介する。

論文

放射線利用研究; 高崎研究所40年のあゆみ「そして輝かしい未来へ」

数土 幸夫

放射線と産業, (100), p.10 - 11, 2003/12

昭和38年高崎研が、我が国の放射線利用研究の中央研究機構として設立されてからこの4月で40周年となった。この間の研究の変遷と国民生活の向上に果たしてきた役割を簡潔に述べた。特に「暮らしに役立つ放射線利用研究」として、材料,環境保全,計測技術、さらにはバイオ等常に、先端的研究を我が国のCOEとして推進した成果を述べるとともに、引き続き「環境と調和した新産業の創出」を進めていくことを述べた。

論文

Present status and prospect of microbeams at TIARA

渡辺 宏; 数土 幸夫

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 210, p.1 - 5, 2003/09

 被引用回数:4 パーセンタイル:63.13

放射線高度利用研究計画に基づいて設置されたTIARAでは、計画に沿って3種のマイクロビームシステム開発が実施された。1つは半導体のシングルイベント解析用であり、ソフトエラーの機構解明に貢献している。生物用マイクロビームは、重イオンのシングルヒット照射が可能な世界で唯一のシステムであり、新知見が得られている。分析用マイクロビームは、大気中1$$mu$$m$$phi$$の分析を可能にし、医学・環境分野への応用を拡大している。過去のマイクロビーム利用は、分析利用を中心に発展してきたが、TIARAの特徴は、照射損傷解析用プローブとしての可能性を大きく引き出したことにある。今後は材料加工への応用や医療への応用も期待される。

論文

日本原子力研究所における研究開発のあゆみ

数土 幸夫; 芳野 隆治

電気評論, 86(2), p.41 - 49, 2001/02

日本原子力研究所は、昭和31年6月に設立されて以来、国の計画に従い、科学技術の総合発展に貢献する「先端的な原子力科学技術の研究開発」と原子力のかかわる科学技術の可能性を開拓する「先導的な原子力研究開発」を世界最先端の研究施設を活用して進めている。先端的な原子力科学技術の研究開発では、中性子科学,光量子・放射光科学,放射線利用,物質科学,環境科学,先端基礎,高度計算科学等の研究を推進し、原子力の総合科学としての多様な可能性を追求している。先導的な原子力科学技術では、エネルギー源の安定確保と地球環境と調和のとれたエネルギーシステムの開発を目指し、核融合炉の研究開発,将来型エネルギーシステム研究,高温工学試験研究,安全性研究,保健物理研究等を進めている。本報告では、原研における最近1年間の研究開発の主要な成果を中心に、研究の現状と動向を紹介する。

論文

Present status of the innovative basic research on high-temperature engineering using the HTTR

数土 幸夫; 星屋 泰二; 石原 正博; 柴田 大受; 石野 栞*; 寺井 隆幸*; 奥 達雄*; 本橋 嘉信*; 田川 精一*; 勝村 庸介*; et al.

Proceedings of OECD/NEA 2nd Information Exchange Meeting on Basic Studies in the Field of High-temperature Engineering, p.39 - 50, 2001/00

原研では、高温における照射によって、従来は実現できなかった新素材の創製,新しい化学反応プロセスの開発,炉内計測技術開発等を目指した高温工学に関する先端的基礎研究を進めている。本発表では、これまでの予備試験結果として、(1)新素材・材料開発(高温高性能SiC半導体の中性子転換ドーピング,高温酸化物超電導体の照射改質,耐熱型炭素・SiC系複合材料の機構解明),(2)高温放射線化学(高温放射線場の特異反応等),(3)高温炉内計装技術開発(耐熱・耐放射線光ファイバ)に関する最近の成果概要を総括するとともに、HTTR照射試験に向けての国際協力を視野にいれた今後の計画を報告する。

論文

日本原子力研究所における研究開発のあゆみ

数土 幸夫; 長岡 鋭

電気評論, 85(2), p.60 - 68, 2000/02

原研は昭和31年の創立以来、原子力分野における我が国の中核的総合研究開発機関として幅広い研究開発活動を進めてきた。本稿では、原研における最近1年間の研究開発の成果を中心に、研究開発の現状と動向を紹介する。

論文

Experimental study on the critical heat flux (CHF) in a rectangular channel with micro ribs for a solid target and proton beam window design

神永 雅紀; 木下 秀孝; 羽賀 勝洋; 日野 竜太郎; 数土 幸夫

Proceedings of International Workshop on Current Status and Future Directions in Boiling Heat Transfer and Two-Phase Flow, p.135 - 141, 2000/00

原研では生命・物質科学等の先端分野の研究に中性子を利用するために最高出力5MWの大強度陽子加速器を用いた核破砕中性子源の開発を進めている。核破砕ターゲットは、水銀ターゲットをメインに固体ターゲットを出力2.5MWまでのバックアップとしている。固体ターゲットで発生した熱は、重金属製のターゲット板間の並列矩形流路群に重水を流して冷却する。固体ターゲット設計では、安定した流量配分と冷却材保有量を最小とするため、微小突起を用いた熱伝達促進手法を採用している。熱水力設計においては、設計の限界を把握するために限界熱流束(CHF)データが必要であるが、本設計で採用した特殊な流路形状に対してはデータがないのが現状である。このため微小矩形突起付き矩形流路を用いたCHF実験を実施し、既存の突起無し流路におけるCHF相関式と比較検討した。その結果、板状燃料使用する研究炉の設計用に開発されたCHF相関式が適用できる見通しを得た。

報告書

水銀流動基礎実験,1; 壁面摩擦係数測定試験及び今後の試験計画

神永 雅紀; 木下 秀孝; 羽賀 勝洋; 日野 竜太郎; 数土 幸夫

JAERI-Tech 99-051, 56 Pages, 1999/07

JAERI-Tech-99-051.pdf:3.52MB

水銀ターゲット技術を確立するため、熱流動特性、機器健全性、エロージョン特性等の設計に不可欠な試験が可能な装置の検討を行い、最大流量15L/minの水銀流動基礎実験装置を製作した。水銀流動試験の第一段階として、非加熱流路を用いた壁面摩擦係数測定を実施した。その結果、水銀の濡れ性が運転時間の増加とともに改善され、壁面摩擦係数が増加することが明らかとなった。壁面摩擦係数は、試験開始直後には壁面での水銀のスリップにより、なめらかな管の摩擦係数評価式であるBlasiusの式で求めた値よりも小さいが、運転時間が11時間を越えると10%以内の偏差でよく一致し、Blasiusの式が設計に使用可能であるとの見通しを得た。また、本報告書では、装置の特性や水銀循環時に生じた技術的な問題について述べるとともに、ターゲット開発に不可欠な今後の試験計画も示した。

論文

水冷パネルを用いる高温ガス炉の受動的熱除去特性の解析

高田 昌二; 鈴木 邦彦*; 稲垣 嘉之; 数土 幸夫

日本機械学会論文集,B, 65(635), p.303 - 311, 1999/07

圧力容器上鏡部に三次元形状でスタンドパイプが林立する高温ガス炉の受動的崩壊熱除去用水冷形冷却パネルシステムの除熱特性と構造物温度分布を実験により調べた。実験装置は頂部に19本のスタンドパイプを設置し、炉心の崩壊熱を模擬した最大出力100kWの電気ヒータを内蔵した直径1m、高さ3mの圧力容器と容器を囲む冷却パネルで構成する。解析コードTHANPACST2を実験データに適用し、コードの解析手法と新たに提案したスタンドパイプをポーラスボディセルにより模擬した軸対象モデルの妥当性を評価した。圧力容器の最高温度が430$$^{circ}$$C、ヘリウムガス圧力が0.47MPaの条件で、数値解析は圧力容器頂部に最高温度が現れる温度分布を適切に評価し、実験結果と比較して-25,+70$$^{circ}$$Cの差異で評価した。一方、冷却パネル除熱量の数値解析結果は、実験結果に対して4.1%低く評価した。

論文

Experimental and numerical studies on performance of passive decay heat removal by a water cooling panel from a high-temperature gas-cooled reactor

高田 昌二; 鈴木 邦彦; 稲垣 嘉之; 数土 幸夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 36(5), p.413 - 423, 1999/05

 被引用回数:2 パーセンタイル:76.28(Nuclear Science & Technology)

上鏡部に三次元形状でスタンドパイプが林立する圧力容器を有する高温ガス炉の水冷形冷却パネルによる受動的崩壊熱除去特性と構造物温度を実験により調べた。実験装置は、19本のスタンドパイプを有し、炉心の崩壊熱を模擬した最大出力100KWのヒータを内蔵した直径1m、高さ3mの圧力容器と、空気を充填した炉室と圧力容器を囲む冷却パネルで構成する。軸対称解析コードTHANPACST2を実験結果に適用し、解析手法と新たに提案した三次元形状を有するスタンドパイプをポーラスボディセルで模擬した軸対称モデルを検証した。圧力容器最高温度430$$^{circ}$$C、ヘリウムガス圧力0.47MPa条件で、数値解析は、最高温度が現れる圧力容器頂部温度を実験結果に対し-25、+70$$^{circ}$$Cの差異で、また、冷却パネル除熱量を実験値に対し、-4.1%の差異で比較的よく評価した。

論文

高温ガス炉の空冷パネルを用いる受動的熱除去特性

高田 昌二; 鈴木 邦彦; 稲垣 嘉之; 数土 幸夫

日本機械学会論文集,B, 65(633), p.248 - 254, 1999/05

高温ガス炉の空冷形冷却パネルによる受動的熱除去特性と構造物温度分布を実験により調べた。実験装置は、19本のスタンドパイプを有し、炉心の崩壊熱を模擬した最大出力100kWヒータ内蔵の直径1m、高さ3mの圧力容器と容器を囲む冷却パネルで構成する。軸対象解析コードTHANPACST2を実験結果に適用し、解析手法と解析モデルの妥当性を検証した。圧力容器最高温度514$$^{circ}$$C、ヘリウムガス圧力0.64MPa条件で、数値解析は、圧力容器温度を実験結果に対し-10$$^{circ}$$C、+50$$^{circ}$$Cの差異で比較的よく表すとともに、冷却パネル除熱量を実験値に対し-15.4%の差異で比較的よく評価した。

報告書

リブつき狭隘流路の温度助走区間における熱伝達特性

須々木 晃*; 金丸 修久*; 神永 雅紀; 日野 竜太郎; 数土 幸夫

JAERI-Tech 99-019, 22 Pages, 1999/02

JAERI-Tech-99-019.pdf:0.96MB

核破砕中性子源(熱出力1.5MW)として機能する固体ターゲットでは、大強度陽子加速器からの陽子ビームによる核破砕反応で高密度の熱を発生する。これを効果的に除去するために冷却面に微小リブを設けた伝熱促進型固体ターゲット板について、特に温度助走区間の熱伝達特性に関する実験的検討を行った。温度助走区間は冷却材流路入口から水力等価直径の50~60倍程度であり、その区間での熱伝達率はGnielinskiの式で表せることがわかった。

論文

Critical heat flux at high velocity channel flow with high subcooling

数土 幸夫; 神永 雅紀

Nucl. Eng. Des., 187, p.215 - 227, 1999/00

 被引用回数:3 パーセンタイル:68.56

本研究では、流路内強制対流下の限界熱流束(CHF)についてCHFに影響を及ぼす基本的なパラメータを明らかにしながらCHFの発生メカニズムを調べるために定量的な解析を実施した。対象とした流動条件は、加熱流路出口で高サブクールとなるような高質量流束のものである。解析で採用した流動モデルは、蒸気ブランケットのマクロ液膜に対する相対速度がホルムヘルツの臨界波長に基づく界面の不安定状態に達した時にCHFが発生するというものである。本モデルの特徴は、CHFの判断基準を新たに加熱壁面上のマクロ液膜の過渡領域モデルに適用したことにある。このモデルに基づき、CHFに影響を及ぼす基本的パラメータである質量流束、入口サブクール度、流路形状、圧力等を考慮したCHFを与える解析的相関式を提案した。その結果、提案した相関式は既存の円管や矩形流路のCHF実験結果を的確に精度良く予測できることが明らかとなった。

論文

Improvement of critical heat flux correlation for research reactors using plate-type fuel

神永 雅紀; 山本 和喜; 数土 幸夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 35(12), p.943 - 951, 1998/12

 被引用回数:8 パーセンタイル:38.98(Nuclear Science & Technology)

通常運転時において、下向流により炉心を冷却している研究用原子炉では、1次冷却材の流量が喪失した場合、炉心内で強制循環による下向流から自然循環による上昇流へと流れの向きの逆転が生ずる。このため、設計では原子炉停止後の補助ポンプ等による炉心冷却の必要性、流れが逆転する際の燃料の安全性を評価する上で流速零を含むCCFL条件下の限界熱流速(CHF)の検討が重要となる。著者らがこれまでに提案したCCFL条件下のCHF相関式は、保守的な評価をするために冷却材のサブクール度を考慮しなかった。本研究では、垂直矩形流路におけるCCFL条件下のCHFについて、CHFに及ぼす流路入口サブクール度及び軸方向出力分布の影響を既存の実験データに基づき定量的に評価し、新たな相関式を提案した。さらに、提案したCHF相関式を安全評価に適用した場合の具体例を解析結果と共に示し、これまでの評価の保守性を定量的に示した。

論文

Experimental study on heat transfer augmentation for high heat flux removal in rib-roughened narrow channels

M.S.Islam*; 日野 竜太郎; 羽賀 勝洋; 門出 政則*; 数土 幸夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 35(9), p.671 - 678, 1998/09

 被引用回数:12 パーセンタイル:27.45(Nuclear Science & Technology)

大強度核破砕中性子源となる固体ターゲット板に発生する高熱流束を除去するためのターゲット冷却流路の設計に資することを目的として、0.2mmの高さの矩形リブをピッチと高さの比(p/k)が10と20の条件で設けた片面一様加熱の狭隘矩形流路の乱流域における圧力損失及び熱伝達特性を実験的に調べ、それらの実験式をレイノルズ数(Re)が、2,400~98,500の範囲で導出した。高さ1.2mmの流路においてp/kが10の場合、Re数が8,000~30,000の範囲でリブのない平滑な流路よりも圧力損失は2倍、熱伝達率は2~2.5倍増大した。流路高さが3.2mmの場合には、圧力損失及び熱伝達率は平滑な流路よりも大きいものの、高さが1.2mmの場合よりも低い結果を得た。

論文

Study on cooling performance of air-cooling panel system for HTGR

高田 昌二; 鈴木 邦彦; 稲垣 嘉之; 数土 幸夫

Transactions of the American Nuclear Society, 79, p.160 - 161, 1998/00

高温ガス炉の空冷形冷却パネルシステムによる受動的崩壊熱除去特性と構造物温度分布を実験で調べた。実験装置は、19本のスタンドパイプ、模擬炉心として出力100KWのヒータを内蔵した直径1m、高さ3mの圧力容器と容器を囲む冷却パネルで構成する。システム設計・評価で高い信頼性が要求される過熱ガスの自然対流による圧力容器温度への影響評価のために6分割ヒータの最下段のみ点火した条件と、圧力容器最高温度を514$$^{circ}$$Cまで高めた事故時温度条件の実験結果に、解析コードTHANPACST2を適用し解析手法とモデルの妥当性を検証した。数値解析は、スタンドパイプにより除熱が抑制され、高温のガスの自然対流により過熱される圧力容器頂部の温度を、実験値に対し0~+50$$^{circ}$$Cの差異で比較的よく表し実験値を高く評価する保守性を有した。システム除熱量は、実験値に対し-5.9~-18%の差異で比較的よく表し実験値を低く評価する保守性を有した。

報告書

Experimental study on heat transfer augmentation for high heat flux removal in rib-roughened narrow channels

M.S.Islam*; 日野 竜太郎; 羽賀 勝洋; 門出 政則*; 数土 幸夫

JAERI-Tech 97-032, 49 Pages, 1997/07

JAERI-Tech-97-032.pdf:1.53MB

片面均一加熱の矩形リブ付き狭隘流路の乱流域における摩擦損失計数と熱伝達率を実験的に調べ、実験データを基にしてそれらの実験式を導出した。実験は、リブピッチと高さの比(p/k)が10及び20(リブ高さは0.2mm)の条件で、流路高さ(H)を1.2mm、2.97mm、3.24mmと変えて行った。熱伝達率はリブのない平滑な流路よりも2倍以上向上するが、Re数が5000以上で、p/kが10、流路高さが1.2mmの場合には、圧力損失が2.8~4倍増大した。流路高さが1.2mmの実験結果は、H=3.24mmの場合よりも高い熱伝導率と摩擦損失計数を示した。得られた成果は、大強度陽子加速器システムにおいてターゲット板に発生する12MW/m$$^{2}$$の高熱流束を除去するためのターゲット冷却材流路の設計に役立つものと考えられる。

論文

短管内高サブクール高流速下の限界熱流束に及ぼす流路長の効果

数土 幸夫

日本機械学会論文集,B, 63(609), p.179 - 185, 1997/05

従来高い除熱限界を与えることからその重要性が指摘されていたが、体系的な定量的評価ができなかった流路長径比が25以下の短管加熱流路での、高サブクール高流速の限界熱流束について、流路長の効果を明確にするとともに限界熱流束評価式の導出を試みた。その結果、流路長径比がほぼ25以下から流路長の効果が顕著になり、流路長径比が小さくなるにつれ限界熱流束が大になること、その理由として単相強制対流熱伝達が増大することの効果が大きいことがわかった。また、この知見に基づき導出した限界熱流束相関式は、既存の実験結果をほぼ$$pm$$35%の誤差内で良く評価することができた。

論文

細管内高サブクール高流速下の限界熱流束の評価

数土 幸夫

日本機械学会論文集,B, 63(608), p.177 - 183, 1997/04

超高熱流束負荷の除熱技術開発が、近年加速器ターゲット、高性能研究炉、核融合工学等の分野で重要となっており、細径流路内の高サブクール高流速の強制対流沸騰時の限界熱流束(CHF)の予測、評価が必要となっている。本報は、0.33~4mmという細管内の高サブクール高流速下の限界熱流束を、流路長径比15~97、圧力0.1~7.1MPa、入口サブクール13~210$$^{circ}$$C、質量流速124~90,000kg/m$$^{2}$$sの既存の実験結果と体系的に検討し、4.2~224MW/m$$^{2}$$の超高熱流束をほぼ$$pm$$35%の誤差内で評価できるCHF相関式を導出したものである。

報告書

大強度陽子加速器ターゲット試験用大型水銀ループの検討

日野 竜太郎; 羽賀 勝洋; 会田 秀樹; 関田 健司; 小磯 浩司*; 神永 雅紀; 数土 幸夫; 高橋 浩道*

JAERI-Tech 97-009, 50 Pages, 1997/03

JAERI-Tech-97-009.pdf:3.43MB

大強度陽子加速器システムによる5MW規模の中性子散乱用ターゲットとして、液体金属ターゲットが提案されている。本検討では、液体金属ターゲットとして世界的に注目されている水銀について、今後のターゲット設計のために物性値を整理し、水銀の取り扱い方法等の調査、除熱特性等の検討を行い、これらを基にしてターゲット設計データを取得するための大型水銀ループの概念検討を行った。ループは中性子科学研究計画の第I期に相当する1.5MW規模のもので、流速を1m/s以下にするための配管径、電磁ポンプ、冷却器等の概念仕様を定めた。また、検討を通して、耐食性材料や構造の最適化などターゲット及びループの課題を摘出した。

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