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論文

Corrosion properties of F82H in flowing high temperature pressurized water

中島 基樹; 廣瀬 貴規; 谷川 尚; 榎枝 幹男

Journal of Plasma and Fusion Research SERIES, Vol.11, p.69 - 72, 2015/03

固体増殖水冷却方式のブランケットは既存のPWRの技術の応用が効くことなどから魅力的な概念となっている。ブランケットにおいてはトリチウム増殖比確保の観点から構造材料の薄肉化が求められるが、同時に15MPaに耐える肉厚が必要となる。そのような背景から、高温高圧水中での腐食機構の理解が強く望まれている。本研究では低放射化フェライト鋼F82Hの高温高圧水中での腐食特性に及ぼす溶存酸素量の影響について報告する。流動環境ではDO8ppmを除いて重量が減少しており、低DOの方がより重量減少が顕著であった。重量減少量が小さい試験片では鉄の溶出により形成される鉄欠乏層が小さくなっていることや、表面にヘマタイトが認められたことから、ヘマタイトの形成が重量減少抑制に寄与していると考えられた。

論文

Corrosion behavior of F82H exposed to high temperature pressurized water with a rotating apparatus

金井 亮彦*; 笠田 竜太*; 中島 基樹; 廣瀬 貴規; 谷川 尚; 榎枝 幹男; 小西 哲之*

Journal of Nuclear Materials, 455(1-3), p.431 - 435, 2014/12

 パーセンタイル:100(Materials Science, Multidisciplinary)

The present study reports the compatibility of a reduced-activation ferritic steel F82H exposed to high temperature pressurized water using a rotating disk apparatus at 573 K. Every rotated sample reduces their weight due to water flow. Cross-sectional observations revealed that difference of apparent rotating speed on the microstructural change is limited.

論文

Physical properties of F82H for fusion blanket design

廣瀬 貴規; 野澤 貴史; Stoller, R. E.*; 濱口 大; 酒瀬川 英雄; 谷川 尚; 谷川 博康; 榎枝 幹男; 加藤 雄大*; Snead, L. L.*

Fusion Engineering and Design, 89(7-8), p.1595 - 1599, 2014/10

 被引用回数:16 パーセンタイル:8.15(Nuclear Science & Technology)

低放射化フェライト/マルテンサイト鋼(RAF / M)は、増殖ブランケットの最も有望な候補材料である。しかし、設計解析に用いられるRAF/Mの物性値の評価例は非常に限られている。本研究では、設計解析に使用される材料特性データについて再評価するとともに、F82Hの複数ヒートについて新たに物性値を評価した結果を報告する。これまで、F82Hの熱伝導率はIEAラウンドロビン試験の中間報告値が国内外で広く参照されてきたが、複数ヒートの測定結果と比較すると、総じて20%程度過大に評価していることが明らかとなった。また、物性への中性子照射効果の一例として、573K及び673 Kにおいて、6dpaまで中性子照射したF82Hとその溶接部における抵抗率は、最大で6%低下することを明らかにした。

論文

R&D status on water cooled ceramic breeder blanket technology

榎枝 幹男; 谷川 尚; 廣瀬 貴規; 中島 基樹; 佐藤 聡; 落合 謙太郎; 今野 力; 河村 繕範; 林 巧; 山西 敏彦; et al.

Fusion Engineering and Design, 89(7-8), p.1131 - 1136, 2014/10

 被引用回数:15 パーセンタイル:9.29(Nuclear Science & Technology)

我が国の原型炉ブランケット開発の最重要ステップとして、水冷却固体増殖テストブランケット・モジュール(TBM)の開発が進められている。TBM試験と原型炉ブランケット開発のために、モジュール製作技術開発、増殖増倍材ペブル製作技術、トリチウム生成率評価試験と構造設計が行われている。実機構造材F82Hを用いた製作技術開発は、F82Hの工学物性値の評価結果に基づいて実施され、実規模のモジュールの第一壁,側壁,増殖材充填容器、の製作に成功するとともに、第一壁と側壁の接合、厚さ90mmの後壁の実規模モックアップの製作に成功した。モジュール筐体モックアップの製作を検討している。また、トリチウム生産のために必要な技術として、高温での耐久性に優れた先進増殖・増倍材ペブル製作技術の開発を進めた。また、核融合中性子研究施設(FNS)を用いたトリチウム生成回収試験による、トリチウム生産技術開発についても進展した。本報告ではこれらのTBM開発の最新の成果を報告する。

論文

Gamma-ray dose analysis for ITER JA WCCB-TBM

佐藤 聡; 谷川 尚; 廣瀬 貴規; 榎枝 幹男; 落合 謙太郎; 今野 力

Fusion Engineering and Design, 89(9-10), p.1984 - 1988, 2014/10

 被引用回数:1 パーセンタイル:85.45(Nuclear Science & Technology)

原子力機構ではITERに設置し試験するための水冷却個体増殖材テストブランケットモジュール(WCCB-TBM)の開発を進めている。モンテカルロコードMCNP5.14, 放射化コードACT-4, 核融合評価済み核データライブラリーFENDL-2.1を用いて、このWCCB-TBMの核解析を行った。TBMのMCNP形状入力データは、CADデータをMCNP形状入力データへ変換するプログラムGEOMITを用いて、TBMのCADデータから作成した。この形状入力データに、TBM以外の遮蔽体, フレーム, フランジ, ポート, 生体遮蔽体, 真空容器, 冷却水配管, ヘリウムガス配管等の形状をマニュアルで追加し、最終的なMCNP形状入力データとした。運転停止後の崩壊$$gamma$$線による線量率を精度よく評価するために、運転中の中性子輸送計算と崩壊$$gamma$$線輸送計算を直接1回のMCNPで計算するプログラムD1S(Direct 1 Step) MCNPを用いた。ポートとTBMの間のギャップストリーミングを低減させる工夫をすることにより、運転停止1日後の生体遮蔽体背後の実効線量率は約0.2microSv/hで、緊急時アクセスの上限値10microSv/hより約2桁低く、運転停止12日後のフランジ背後の実効線量率は50-80microSv/hで、ハンズオンメンテナンスのための上限値の100microSv/hを下回ることがわかった。

論文

ITERテストブランケットモジュール計画の世界的動向

小西 哲之*; 榎枝 幹男

プラズマ・核融合学会誌, 90(6), p.332 - 337, 2014/06

ITER/TBM計画は、核燃焼プラズマ環境において、燃料トリチウムの増殖回収と、高品質熱エネルギーへの変換取り出しを実証し、またその性能を評価することを目的としており、ITERにおける研究の主要目的の一つである。国際共同作業で一つの装置を共有する燃焼プラズマ実験と異なり、各参加極が、異なる概念・構造のブランケットモジュールを持ち寄り、それぞれに異なる次期計画に向けて試験を行う、国際競争の面を持つ。ITERの炉内機器として3つのポートに2個ずつ、計6個の異なるモジュールが運転初期から設置されて、まず電磁環境での試験を行う。DT燃焼においては核融合中性子を用いて核融合エネルギーの実現性を検証する。わが国は原型炉に向け、TBMとして水冷却固体増殖ブランケットの開発を行っている。構造材にF82H鋼、増殖材にLi$$_{2}$$TiO$$_{3}$$微小球(ぺブル)、中性子増倍材にBe微小球(ぺブル)を用いる。設計と製作技術の開発はほぼ終了し、現在は安全解析などのITERへの設置準備を進めている。

論文

粉末冶金モリブデン材の高温低サイクル疲労中の動的回復・再結晶と疲労特性

西 宏; 榎枝 幹男; 横堀 壽光*

日本材料強度学会誌, 46(3), p.49 - 57, 2013/04

強圧延された粉末冶金モリブデンの低サイクル疲労強度に及ぼす試験温度とひずみ波形の影響を明らかにするため、室温から1223Kで低サイクル疲労試験を行い、低サイクル疲労特性を明らかにし、以下の結論を得た。(1)圧延材は低サイクル疲労試験中に動的回復・再結晶を起こし繰返し軟化するが、再結晶材では軟化は起こらない。繰返し軟化の見かけの活性化エネルギーは格子拡散の活性化エネルギーに比べ小さく、繰返し変形により拡散の活性化エネルギーは低下する。これは塑性変形に伴う転位の運動によって拡散が促進される現象と考えられる。(2)圧延材の低サイクル疲労寿命は573Kから1073Kでほぼ等しく、静的再結晶温度の1223Kでは疲労寿命はこれに比べ増加する。圧延材では1073K以下の温度で繰返し軟化するためひずみが局所的に集中する。しかし再結晶する材料では、ひずみ集中が起こらず疲労寿命が増加する。(3)ひずみ波形の影響については、非対称三角波の疲労寿命は対称三角波に比べ減少する。これはひずみの局所集中が対称波に比べ大きいためと考えられる。

論文

A Feasible DEMO blanket concept based on water cooled solid breeder

染谷 洋二; 飛田 健次; 宇藤 裕康; 星野 一生; 朝倉 伸幸; 中村 誠; 谷川 尚; 榎枝 幹男; 谷川 博康; 中道 勝; et al.

Proceedings of 24th IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2012) (CD-ROM), 8 Pages, 2013/03

核融合原型炉水冷却ブランケットの製作性向上を目指して、混合ペブル増殖材料概念に着目して設計研究を行い、トリチウムの自給自足性を充たしていることを示した。他方、核融合炉ブランケットは電磁力対策及びメンテナンスのためにモジュール化が必要になる。この際に各モジュール間のギャップには、トリチウム増殖領域を確保できないことからTBR値の減少が懸念されるが、各モジュールを3次元モデルで詳細に評価した結果、3cm程度までのギャップ幅ならば、ギャップ内での中性子散乱の寄与によってTBR値は減少しないことがわかった。このことは、ブランケットの保守を容易にするとともに計測装置のアクセス性の改善を示している。次に核融合の健全性の観点から、ブランケットモジュール内の配管破断に対応するために筐体厚さが重要になってくる。現行の原型炉ブランケット概念の筐体厚さは22mmであり、冷却配管が破断した際の蒸気圧8MPaに対する耐圧性を期待できない。本論文では、TBRと筐体厚さのトレードオフ関係を定量化し、ブランケットの健全性に関して議論する。

論文

Progress of manufacturing and quality testing of the ITER divertor outer vertical target in Japan

関 洋治; 江里 幸一郎; 鈴木 哲; 横山 堅二; 毛利 憲介; 榎枝 幹男

Proceedings of 24th IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2012) (CD-ROM), 8 Pages, 2013/03

日本が調達するITERダイバータの外側ターゲットの一環として、プラズマ対向ユニット及び支持構造体の実規模プロトタイプの製作が開始された。高熱負荷対向材量と冷却管の接合において、接合技術の改良と品質検査システムの改造を実施し、接合の成功率の向上に成功した。原子力機構は、特に、赤外サーモグラフィ非破壊試験装置の改良により接合の欠陥検知が迅速となり、製造工程に欠陥情報を的確にフィードバックすることにより、品質管理の問題を解決した。本報では、ダイバータ機器の栄作に対する技術課題と品質課題に対する近年の取り組みに関して報告する。

論文

A Study on flow field of purge gas for tritium transfer through breeder pebble bed in fusion blanket

関 洋治; 江里 幸一郎; 横山 堅二; 榎枝 幹男; 久保田 仁一*; 坂本 健作

Proceedings of 8th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-8) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2012/12

固体増殖方式の核融合炉ブランケットでは、チタン酸リチウム(Li$$_{2}TiO_{3}$$)の増殖材微小球を容器に充填し、増殖したトリチウムをヘリウム(He)パージガスによって回収するシステムを採用している。国際熱核融合実験炉の中性子環境下で総合的な機械機能試験が実施予定の固体増殖方式のテストブランケットモジュールや同方式を採用した原型炉のパージガス補器系統の設計において、微小球充填体内を通過するHeパージガスの圧力損失やその流動現象を予測するためのツールを確立することは重要である。本報では、増殖材微小球充填体に対して、幅広い流量域(0L/min - 100L/min)で圧力損失試験を行い、40L/min以下で一様な空隙率で構成された実験式と良い一致を得た。他方、微小球を境界条件として模擬した充填体内流動の数値解析を行い、実験との比較を行った。本数値シミュレーションでは、実験では得ることのできない充填体内の流動分布を得ることに成功した。本結果により充填容器壁近傍と充填体中央部の流速分布の違いを明らかにした。

論文

Development of the water cooled ceramic breeder test blanket module in Japan

榎枝 幹男; 谷川 尚; 廣瀬 貴規; 鈴木 哲; 落合 謙太郎; 今野 力; 河村 繕範; 山西 敏彦; 星野 毅; 中道 勝; et al.

Fusion Engineering and Design, 87(7-8), p.1363 - 1369, 2012/08

 被引用回数:29 パーセンタイル:3.81(Nuclear Science & Technology)

核融合ブランケットの開発においては、ITERの核融合環境を用いて、モジュール規模で増殖ブランケットの試験を行う、ITERテストブランケット・モジュール(TBM)試験は、原型炉へ向けた重要なマイルストンである。我が国は、水冷却固体増殖TBMを主案として試験を実施するためにその製作技術開発を進めている。我が国は、これまでに開発した接合技術を用いて、実規模のモジュールの第一壁,側壁,増殖材充填容器、の製作に成功するとともに、第一壁と側壁の組合せ試験にも成功した。さらに、厚さ90mmの後壁の製作技術についても、模擬材料を用いたモックアップの製作を終了した。モジュール製作技術をほぼ見通した。また、トリチウム生産のために必要な技術として、先進増殖・増倍材ペブル製作技術の開発や、核融合中性子を用いたトリチウム生成回収試験による、トリチウム生産技術開発についても進展した。本報告ではこれらのTBM開発の最新の成果を報告する。

論文

Development of the plasma facing components in Japan for ITER

鈴木 哲; 江里 幸一郎; 関 洋治; 毛利 憲介; 横山 堅二; 榎枝 幹男

Fusion Engineering and Design, 87(5-6), p.845 - 852, 2012/08

 被引用回数:10 パーセンタイル:25.58(Nuclear Science & Technology)

ITERダイバータ調達に関するプリクォリフィケーション活動を成功裏に完了し、日本国内機関(JADA)とITER機構(IO)は2009年6月、ダイバータ外側ターゲットの調達に関する調達取り決めを締結した。本調達取り決めに基づき、JADAはダイバータ外側垂直ターゲット実規模プロトタイプの製作に着手し、ITER用実機外側ターゲットのシリーズ製作開始に向け、合理的な製作方法を確立するために、技術的及び品質的な課題の抽出とその解決に取り組んでいる。本稿では、JADAの外側垂直ターゲット調達活動を概説するとともに、今後の調達スケジュールに関して報告する。

論文

R&D activities on manufacturing plasma-facing unit for prototype of ITER divertor outer target in JADA

江里 幸一郎; 鈴木 哲; 関 洋治; 西 宏; 毛利 憲介; 榎枝 幹男

Fusion Engineering and Design, 87(7-8), p.1177 - 1180, 2012/08

 被引用回数:5 パーセンタイル:48.35(Nuclear Science & Technology)

ITER建設に向け、原子力機構ではITER用ダイバータ外側垂直ターゲット製作に向けた技術開発を進めている。本報では、実機長プロトタイプの製作に向けた炭素系材料(CFC)製モノブロックと銅合金CuCrZr製冷却管の接合技術開発及び加熱試験の結果に関して最近の成果を報告する。接合試験によりCFCモノブロック接合の欠陥発生要因を明らかにするともに、それを改善する方法として、従来のCFCとCuCrZrの間の緩衝材として採用されていた無酸素銅の代わりに、Cu-W材を使用することにより接合欠陥発生が抑制されることを示した。さらに、同材料を緩衝材として製作したダイバータ試験体に対する20MW/m$$^{2}$$・10秒の繰り返し加熱試験の結果、1,000サイクル後においても除熱性能の劣化は観察されなかった。これらの結果により、CFCタイルとCuCrZr管の接合成功率の向上には、Cu-W緩衝材の適用が有効であることを実証し、Cu-W緩衝層を使用した接合方法が正式にITER機構に認められた。

論文

核融合ブランケットにおける増殖材充填体内のガス流動に関する工学的研究

関 洋治; 吉河 朗; 谷川 尚; 廣瀬 貴規; 江里 幸一郎; 榎枝 幹男; 坂本 健作

第17回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集, p.265 - 266, 2012/06

固体増殖方式の核融合炉ブランケットでは、チタン酸リチウム(Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$)の増殖材微小球を容器に充填し、増殖したトリチウムをヘリウム(He)パージガスによって回収するシステムを採用している。国際熱核融合実験炉の中性子環境下で総合的な機械機能試験が実施予定の固体増殖方式のテストブランケットモジュールや同方式を採用した原型炉のパージガス補器系統の設計において、微小球充填体内を通過するHeパージガスの圧力損失やその流動現象を予測するためのツールを確立することは重要である。本報では、増殖材微小球充填体に対して、過去実施されていない幅広い流量域($$0<Re_{p}<7.2$$)で圧力損失試験を行い、一様な空隙率で構成された実験式との比較により予測精度を検証する。他方、増殖材充填体容器のHeパージガス導入部は、スエリング等で増殖材微小球が破砕し、閉塞に陥ることを防ぐため、底面から流入口を離す必要がある。本研究では、実機を模擬し、千鳥型に多孔を配した入口配管を用いて、底面から多孔部を離し、試験を実施した。入口配管の本数依存性と入口配管を含む予測精度の検証を報告する。

論文

R&D of prediction system for tritium transport in pebble bed breeder blanket

関 洋治; 廣瀬 貴規; 谷川 尚; 榎枝 幹男

Proceedings of Plasma Conference 2011 (PLASMA 2011) (CD-ROM), 2 Pages, 2011/11

ITERに実装されるテストブランケットモジュールでは、核融合環境下において総合的な機械試験が実施される。固体増殖水冷却方式のテストブランケットモジュールが日本の主要な選択肢とされ、研究開発が進展している。ITERにおいて機械試験を実施する前に、テストブランケットモジュール内の機能を予測する解析ツールを開発し、発展させることが必要である。特に、トリチウムの生成と回収の予測手法の確立と解析ツールの開発は、最重要課題である。さらに、増殖材充填体内を通過するヘリウムパージガスの予測手法を確立し構築することは、テストブランケットモジュールや同方式を採用した原型炉のパージガス補器系統の設計において重要である。そこで、本研究では、増殖材微小球充填体内のヘリウムパージガスにより輸送されるトリチウムの流動挙動の把握を目的として、数値シミュレーションを実施した。数値シミュレーションの結果では、増殖材充填体内の流路位置にトリチウム濃度分布が依存し、特に出口の壁近傍でトリチウム濃度が最大であることを定量的に示した。

論文

Recent status of fabrication technology development of water cooled ceramic breeder test blanket module in Japan

廣瀬 貴規; 谷川 尚; 吉河 朗; 関 洋治; 鶴 大悟; 横山 堅二; 江里 幸一郎; 鈴木 哲; 榎枝 幹男; 秋場 真人

Fusion Engineering and Design, 86(9-11), p.2265 - 2268, 2011/10

 被引用回数:3 パーセンタイル:66.23(Nuclear Science & Technology)

原子力機構では、日本のITERテストブランケット(TBM)の第一候補として、水冷却固体増殖方式のテストブランケットの開発を、中心となって進めている。TBM試験を実現するためには、ITER運転スケジュールに遅れることなく、TBMのプロトタイプの製作と構造健全性の確証を行う必要がある。本報告では、日本における水冷却固体増殖(WCCB)テストブランケットモジュール(TBMの製作技術開発の最新の成果を報告する。これまでに、製作技術の最も重要な技術として、熱間等方圧加圧(HIP)接合法を開発し、実規模冷却チャンネル内蔵第一壁適用して実規模のTBMの第一壁の製作と高熱負荷による評価試験に成功した。また、TBM内部にトリチウム増殖材を格納する充填容器についても実機大のモックアップの製作に成功し気密試験に成功した。さらに、モジュール構造を形成する側壁についても実機大のモックアップ製作に成功するとともに、第一壁との組合せ施工による箱構造政策に成功した。以上のことから、日本においては、TBM製作技術開発と評価試験が順調に進展しているものと評価することができる。

論文

Packing behaviour of a Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$ pebble bed under cyclic loads

谷川 尚; 田中 雄一郎*; 榎枝 幹男

Journal of Nuclear Materials, 417(1-3), p.703 - 705, 2011/10

 被引用回数:4 パーセンタイル:57.93(Materials Science, Multidisciplinary)

固体増殖方式の核融合ブランケットを研究対象とし、室温から973Kの温度領域及び0.1MPaから3MPaまでの機械荷重条件において、Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$ペブル充填体に繰り返し熱機械負荷を与え、圧縮ひずみの進展挙動を観察した。機械荷重の負荷により生じた充填体の圧縮変形は、荷重を除いた後の熱処理により部分的に回復した。初期充填率が67.3%の充填体に対して多数回の熱機械負荷を与えた結果、圧縮の進展により充填率が68.5%となった。このような圧縮の進展により、実機においては充填体の上部に空隙が生じることが予想される。初期充填率が65%の場合には約50mm、67%の場合には約20mmと予想される。したがって、初期充填率として高い値を実現することが重要である。

論文

Effect of HIP temperature on microstructure and low cycle fatigue strength of CuCrZr alloy

西 宏; 榎枝 幹男

Journal of Nuclear Materials, 417(1-3), p.920 - 923, 2011/10

 被引用回数:3 パーセンタイル:66.23(Materials Science, Multidisciplinary)

ITERの炉内機器で用いられるCuCrZr合金について、金属学的欠陥,力学特性、特に疲労強度に及ぼすHIP接合温度の影響を検討するため、溶体化処理後時効硬化させたCuCrZr合金及び980, 1045$$^{circ}$$CのHIP接合を模擬したCuCrZr合金を用いて金属組織観察,引張,シャルピー,低サイクル疲労試験を行った。組織観察の結果、1045$$^{circ}$$C CHIP材では顕著な結晶粒成長が起こっていたが、光学顕微鏡や電子顕微鏡観察ではボイドのような明瞭な金属学的欠陥は認められなかった。また粗大化した析出物がすべてのCuCrZr合金で認められ、この析出物は980$$^{circ}$$Cの再溶体化処理では容易に固溶しないことがわかった。1045$$^{circ}$$C CHIP材の低サイクル疲労強度は他のCuCrZr合金より低く、この原因は1045$$^{circ}$$Cの熱処理中に結晶粒界部の欠陥が生じたためと考えられる。

論文

Deuterium concentration of co-deposited carbon layer produced at gap of wall tiles

信太 祐二*; 横山 堅二; 金澤 潤*; 山内 有二*; 日野 友明*; 鈴木 哲; 江里 幸一郎; 榎枝 幹男; 秋場 真人

Journal of Nuclear Materials, 417(1-3), p.607 - 611, 2011/10

 被引用回数:2 パーセンタイル:75.97(Materials Science, Multidisciplinary)

Tritium retention of a carbon layer deposited in the gap of plasma-facing materials is a primary concern for next step fusion devices. In this study, deuterium concentration and carbon deposition profile in a gap were investigated for carbon layers prepared by using deuterium arc discharge with carbon electrodes. The deuterium retention was measured with thermal desorption spectroscopy (TDS). The discharge pressure was varied from 0.8 to 36 Pa. The amount of deposited carbon into the gap decreased exponentially with the increase of the depth. The atomic ratios of D/C of the carbon layers prepared at 0.8 and 36 Pa were approximately 0.1 and 1.0, respectively. For the carbon layer prepared at 0.8 Pa, most of retained deuterium was released in the form of D$$_{2}$$ and HD. On the other hand, at 36 Pa, approximately a half of retained deuterium was desorbed in the form of hydrocarbon, CD$$_{4}$$ and C$$_{2}$$D$$_{4}$$.

論文

Numerical simulation of turbulent flow of coolant in a test blanket module of nuclear fusion reactor

関 洋治; 大西 陽一*; 吉河 朗; 谷川 尚; 廣瀬 貴規; 大図 章; 江里 幸一郎; 鶴 大悟; 鈴木 哲; 横山 堅二; et al.

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 2, p.139 - 142, 2011/10

日本原子力研究開発機構は、ITERでの核融合環境下で総合的機能試験が実施される予定のテストブランケットモジュール($$TBM$$)として、水冷却方式固体増殖ブランケットの研究開発を進めてきた。$$TBM$$は、おもに第一壁,2つの側壁,後壁と増殖材充填に必要な隔壁であるメンブレンパネルによって構成される。また、冷却材である高温高圧水(入口温度553K,出口温度598K, 15MPa)は、TBM内部の並行多流路管群を流動する。本研究では、数値流体計算の結果を実規模大並列多流路の実験値と比較することにより、実現象との整合性を実証し、機器設計に際する流体挙動及び侵食腐食の予測手法の確立を目的とする。TBM側壁内部に存在する並列多流路管内を流れる冷却材を対象に、乱流モデル及びLES(標準スマゴリンスキーモデル)を用いて、数値流体計算を実施した。流体計算による室温条件での各流量分配は、複雑流路である実規模大並列多流路の実験値とほぼ一致することを確認した。数値流体計算の予測手法の妥当性を示したことにより、高温高圧水条件の設計に際しても有効な予測手段の一つとして実証した。

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