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論文

Characteristics of countercurrent gas-liquid two-phase flow in vertical tubes

山口 勝治*; 山崎 彌三郎

Journal of Nuclear Science and Technology, 19(12), p.985 - 996, 1982/00

 被引用回数:42 パーセンタイル:95.54(Nuclear Science & Technology)

管径40mm及び80mmの垂直管内の空気-水対向ニ相流のフローパタンとボイド率を測定した。フローパタンは観察によって決定しフローマップに示した。スウグ流領域が広い範囲を占めている。ボイド率は急速遮蔽弁によって測定した。ボイド率のデータと今迄の文献に見られるものとを併せ、無次元整理式にまとめた。ボイド率についてはドリフトフラックスモデルとも比較を行った。気液対向ニ相流の知見は原子炉のLOCA-ECCS解析で必要とされるが、これまで広範囲にわたる実験値は得られていなかったものである。

論文

Characteristics of cocurrent two-phase downflow in tubes; Flow pattern,void fraction and pressure drop

山崎 彌三郎; 山口 勝治*

Journal of Nuclear Science and Technology, 16(4), p.245 - 255, 1979/00

 被引用回数:44

空気と水とを用いた円管内の並流下降流で、流動様式の観察およびボイド率と摩擦損失の測定を行った。下降流に特有な濡壁流のほか、上昇流と同じ種類の流動様式が観測された。これらの流動様式を、上昇流の場合と同じ変数を用いた流動様式判別線回で表示した結果、下降流では気泡流として存在する範囲が狭いという特徴が見られた。下降流でのボイド率と摩擦損失の一般関係式は我々が上昇流について成立することを確かめている。$$alpha$$/(1-$$alpha$$)(1-K$$alpha$$)=$$beta$$/1-$$beta$$$$phi$$$$_{l}$$=(1-$$alpha$$)$$^{-}$$$$^{Z}$$を用いて求めた。($$alpha$$=ボイド率、$$beta$$=気体体積流量率、$$phi$$$$_{l}$$=倍増系数)。KとZとを本研究並びに他の研究者のデータから求めた結果、K=2.0-0.4/$$beta$$$$beta$$≦0.2〕;K=-0.25+1.25$$beta$$$$beta$$≧0.2〕、Z=0.90を得た。

論文

燃料集合体内の冷却材流れによる燃料棒の振動

岡崎 元昭; 山崎 彌三郎

日本原子力学会誌, 20(1), p.61 - 70, 1978/01

 被引用回数:0

燃料集合体内の燃料棒は冷却材流れによって引起される振動によってピッチ間隔が狂ったり、フレッティング腐食などの発生により燃料集合体としての機能が維持されなくなる可能性をもっている。燃料棒の振動には燃料棒の物理的特性のみならず、その置かれている流路によって規定される流動特性が大きく関係している筈である。しかるに、従来の研究は実炉の条件に対してこれらの影響因子が充分に考慮されていないものばかりである。本報は実炉条件での実験を行うことによってこれを確かめ、さらにその理論的背景について考察した。

論文

Hydrodynamic and hydraulic studies on void fractions in two-phase flow

山崎 彌三郎; 清水 正之*

Journal of Nuclear Science and Technology, 15(12), p.886 - 898, 1978/00

 被引用回数:3

気液二相流についての流体力学と水力学の方法による二種の基礎方程式を提案した。流体力学的基礎方程式は解析的困難を避けるために、二相流それ自体を取り扱うかわりに、気液間の境界面で同じ圧力と速度とを持つ仮想的な気相と液相の単相流を扱ったものである。また水力学的基礎方程式は、摩擦(相互作用)の項の取り扱いにおいて通常の形式と異なっているが、物理的な見通しが良い。つぎにこの方程式を数学的に解析し、ボイド率を中心とした物理量の間の関係を論じた。流体力学的方程式は、ボイド率の分布が圧力損失や速度分布と関係することを、示しているが、二相流の軸対称な層流の場合に、その具体的な関係式を求めた。水力学的方程式によっては、ボイド率と気液間の相互作用力との関係を論じたが、垂直上昇二相流に対しては実験値との関係も明らかにした。

論文

Void fraction correlation for boiling and non-boiling vertical two-phase flows in tube

山崎 彌三郎; 山口 勝治*

Journal of Nuclear Science and Technology, 13(12), p.701 - 707, 1976/12

 被引用回数:11

これまでに報告したボイド率関係式の最近得られた沸騰円管内の蒸気-水二相流データへの適合性をしらべた。またほぼ10mm以下の管径の場合のデータについて沸騰,非沸騰および空気-水系二相流の場合を検討し、上記関係式の拡張を行った。その結果簡単な関係式でこれらの諸データをまとめることができることを示した。

報告書

密に配列されたロッドバンドルのバーンアウト熱流束-流量およびクオリティの影響

山崎 彌三郎; 井口 正; 新妻 泰

JAERI-M 6031, 33 Pages, 1975/03

JAERI-M-6031.pdf:0.95MB

ATRの設計では燃料棒は非常に密に配列されており、ロッド間間隙は従来の炉に比べ非常に狭い。この点がバーンアウトにどの程度損失を与えるかを知ることは、従来微小間隙の経験に乏しいことを考えると重要である。出口クオリティ、流速共に等しい条件での微小間隙の影響を調べるために、高圧沸騰試験装置に高熱出力の予熱器を付加し、バーンアウト実験を行った。使用したテスト部は3本ないし4本パンドルであり、ロッド径は10mm、ピッチは11.75、12.5、14.0mm、加熱長は300mmである。実験は系圧10kg/cm$$^{2}$$、水流速0.5~3m/s、入口クオリティー5~30%の範囲で行った。ロッドパンドルにおけるパーンアウト熱流束は円管についての値より小さい。ロッド間隙がパーンアウト熱流束に及ぼす影響はクオリティの高いところでは殆んどない。スペーサーは、入口クオリティの値によって、バーンアウト位置に影響を与えるが、熱流束については影響は小さい。

報告書

ロッドバンドルのバーンアウト熱流束に及ぼす加熱長さの影響

山崎 彌三郎; 井口 正; 新妻 泰; 高野 一美

JAERI-M 6030, 26 Pages, 1975/03

JAERI-M-6030.pdf:0.8MB

新型転換炉燃料体を対象として一連のバーンアウト実験を行なってきたが、これらは電源容量の点からいずれも加熱長さ300mmについての実験あった。今回電源容量の増強に伴ない、第一段階の実験として加熱長さがパーンアウト熱流束に及ぼす影響を求めることを目的として下記の実験を行なった。使用したテスト部は3本の外径10mmの燃料棒からなるロッドパンドルとそれを囲む内管から成っている。加熱長さは300、600、900mmの3種でロッド間隙ブクーリングは30~60$$^{circ}$$Cで実験を行なった。上記の実験範囲内ではバーンアウト熱流束と出口クオリティとの関係には加熱長さの影響は殆んど認められなかった。また加熱長さ300mmの場合のデータは当研究室の従来の実験結果とよく一致した。

報告書

ATR燃料体における燃料棒の振動

岡崎 元昭; 山崎 彌三郎

JAERI-M 5885, 42 Pages, 1974/11

JAERI-M-5885.pdf:1.22MB

ATR二次設計模擬燃料体にリングスペーサーを取付けた燃料棒の冷却材流れによる振動を、燃料体内の代表的な3個所に振動検出用模擬棒を装荷して測定した。振動の周波数分析の結果、燃料棒はベースを支点とした集合体全体の固有振動数をみられる28~35H$$_{Z}$$付近の成分とリングスペーサー支持間の固有振動とみられる97.5H$$_{Z}$$の成分が存在した。振動数のパワースペクトラムは二相流になると、そのボイド率の増加と共にフラットな分布を示すようになった。この傾向はスペーサー支持間隔を倍にした模擬棒で顕著であった。振巾は単相流から二相流になると急激に増加した。二相流での振巾は水流量に無関係でボイド率50%のとき、片側への変位量で大きく見積って0.25mm(RMS値)であった。流れの中で生ずる定常的な曲りは、今回の場合非常に小さかった。これはリング型スペーサーとツイスト型スペーサーの支持方法の差によるものと考えられた。

論文

原子炉安全工学講座,11; 再冠水伝熱流動実験

村主 進; 山崎 彌三郎

原子力工業, 20(7), p.71 - 74, 1974/07

再冠水過程における熱伝達の機構について説明し、PWR-FLECHT実験、BWR-FLECHT実験についてその内容と実験結果について述べた。また原研の再冠水実験計画についても述べた。

報告書

液体リチウムと18-8系ステンレス鋼との共存性に関する実験,1; 自然循環型試験装置による400,500および600$$^{circ}$$Cのリチウム中における1100時間腐食実験

二瓶 勲; 住谷 功; 深谷 好夫; 山崎 彌三郎

JAERI-M 5683, 32 Pages, 1974/05

JAERI-M-5683.pdf:2.99MB

原研においては、核融合材料に関する一連の共存性実験が計画され進められている。本報告は、最初の試験材料として選択された18-8系ステンレス鋼の、液体リチウム中における共存性に関する第1回実験結果である。実験装置としては自然循環型腐食試験儀置(ポット)が使用され、リチウム温度600$$^{circ}$$Cまでの実験が行なわれた。実験条件は次のように設定された。実験装置材料:SUS304、試験材料:SUS304、SUS316、最高リチウム温度A:400$$^{circ}$$C、B:500$$^{circ}$$C、C:600$$^{circ}$$C、リチウムの温度差:約100$$^{circ}$$C、リチウム循環量:約200cc/min浸漬時間:1100hr。次の実験結果が得られた。(1)腐食機構は全面腐食である。(2)600$$^{circ}$$Cにおける腐食速度は、SUS304:11.6$$mu$$/year、SUS316:11.9$$mu$$/yearであった。

報告書

JPDR-II燃料棒の流れによる振動

岡崎 元昭; 山崎 彌三郎

JAERI-M 5478, 87 Pages, 1973/12

JAERI-M-5478.pdf:3.94MB

JPDR-II用燃料体における燃料棒の振動を常温の水単相流および常温常圧の空気-水二相流において測定した。実際の燃料棒と曲げ剛性・単位長さあたりの重量および寸法、真直度などが同一の模擬燃料棒の被覆管内面に半導体ストレンゲージを貼付して振動の測定を行った。振動データの周波数分析を行なったところ、8~12Hz、主に43Hz、56Hz、76Hzの4つの成分が存在した。振巾は片側への変位量のRMS値で80t/h、水単相流のとき0.03mm、ボイド率60%の空気-水二相流のとき0.2mm程度であった。二相流の場合、振巾は水流量にはほとんど無関係でボイド率のみに大きく関係した。振巾値については確立密度、確率分布も測定した。また、Burgreen、Poidoussis、Reavisらの流水による振動振巾に関する実験式を用いて本実験結果と比較したが、実験式の方がずっと小さく出たのでこの原因について検討した

報告書

低温化学照射装置(LTFL)の運転報告,4; 昭和47年度運転

佐藤 章一; 森山 昇; 小林 敏明; 池添 康正; 清水 三郎; 山崎 彌三郎; 団野 晧文

JAERI-M 5421, 49 Pages, 1973/10

JAERI-M-5421.pdf:1.83MB

昭和47年度にLTFLは、低温運転1回を含め6回運転され、24カプセル、49試料を照射するのに用いられた。試料の主なものは、核分裂片線量測定法開発のためのエチレン線量計とアンモニア+炭化水素(主にエタン)系の核分裂片照射効果測定用反応試料である。同時に3試料を照射できる新型カプセルとアンモニア系反応試料照射計画に関する安全審査、ならびに期間中の主な保守作業についても述べた。

報告書

低温化学照射装置(LTFL)の運転報告,3; 昭和46年度運転

佐藤 章一; 森山 昇; 池添 康正; 清水 三郎; 小林 敏明; 岡本 次郎; 浜ノ上 熊男; 徳永 興公; 山崎 彌三郎; 団野 晧文

JAERI-M 5360, 16 Pages, 1973/08

JAERI-M-5360.pdf:0.88MB

昭和46年度は、LTFLを年度を通じて定常運転を行った。すなわちLTFLを11回運転し、55ヶのカプセルを照射した。3回の低温運転が含まれている。この運転により、(1)エチレン線量計による核分裂片線量測定法とその計算法の開発(2)LTFL内における原子炉から直接のバックグランド放射線線量の測定(3)核分裂片による窒素-エチレン系からのシアン化水素生成の測定および(4)反応生成物の汚染測定、をおこなった。また定用ループ保守のため、ヘリウム圧送機のオーバーホールと圧力、温度の計測系の点検校正を行った。

論文

Design and operational features of the low temperature fissiochemical loop

佐藤 章一; 森山 昇; 池添 康正; 石井 敏雄; 平田 実穂; 山崎 彌三郎; 団野 晧文; 大島 恵一*

Journal of Nuclear Science and Technology, 10(6), p.379 - 384, 1973/06

化学反応物質を原子炉内放射線、特に核分裂片により照射するための低温照射ループの設計、建設、運転を行った。ループの主な特徴として、カプセル、ヘリウム循環冷却系および安全性について述べた。20気圧までの気体は、カプセルに入れられ、炉内で+20°から-190$$^{circ}$$Cの間で照射される。エチレンその他の気体が核分裂片照射線量率約20Mrad/hで照射された。この線量率は、バックグランドとなる原子炉からの直接の放射線線量率の数倍にあたり、装置の核分裂片化学反応研究に対する有用さを示す。

報告書

低温化学照射装置(LTFL)の運転報告,2; 昭和45年度運転

佐藤 章一; 森山 昇; 助川 友英; 池添 康正; 小林 敏明; 岡本 次郎; 浜ノ上 熊男; 徳永 興公; 山崎 彌三郎; 大島 恵一*; et al.

JAERI-M 4920, 30 Pages, 1972/08

JAERI-M-4920.pdf:1.14MB

昭和45年度に、低温化学照射装置は初めて照射運転が開始され、同年度中に6回の運転で、21ヶのカプセルが照射された。この運転開始に先立つ使用前検査と照射試料と安全審査結果につしてまず述べた後、運転の経過を述べた。当初に発生した、カプセル取扱い関係のトラブルは、制御回路、カプセル取扱い手順の改善、ストレンゲージを含むカプセル組み立て法の改良、運転チェックシートの整備などの技術的開発により解消し、年度の後半には定常運転が確立された。当年度中の照射試料は亜酸化窒素、エチレンなどの、炉内放射線線量測定法開発のための化学線量計で、最終回運転では初めて、核燃料入りカプセルが照射された。

報告書

核分裂片のエネルギー損失と化学反応系中での核分裂片線量率

佐藤 章一; 森山 昇; 池添 康正; 清水 三郎; 小林 敏明; 山崎 彌三郎; 団野 晧文

JAERI-M 4717, 35 Pages, 1972/02

JAERI-M-4717.pdf:1.14MB

低温化学照射装置で行っている濃媚ウラン-パラジウム合金はくを用いた核分裂片照射実験を中心として、核分裂片のエネルギー損失を各種のモデルで計算を試みた。核分裂片のエネルギー損失に関連した現象について、一般的な議論を行った。線源の核燃料内、化学反応気体中、器壁で失われる核分裂片のエネルギーの割合を計算した。これから計算された核分裂片線量率は化学線量計による実験結果とよく一致した。

報告書

低温化学照射装置(LTFL)の運転報告 I ; 昭和44年度運転(特性試験)

佐藤 章一; 森山 昇; 助川 友英; 団野 晧文; 大島 恵一*; 山崎 彌三郎; 岡本 次郎; 浜ノ上 熊男; 池添 康正; 徳永 興公

JAERI-M 4630, 17 Pages, 1971/11

JAERI-M-4630.pdf:0.61MB

昭和44年度に行なわれた低温化学照射装置の運転について述べた。計7回の運転で、装置の特性、特にヘリウム流路の圧力、温度特性を軋定し、設計計算値と比較できる結果を得るとともに、試料取扱いなどの運転操作の習熟も企った。本装置で、充分安全に化学反応系の核分裂片照射実験を行なうことができ、所期の目的を達せられるとみられる。

報告書

Fissiochemistry研究用流動ループの概念設計

団野 晧文; 山崎 彌三郎; 佐藤 章一; 森山 昇; 岡本 次郎; 浜ノ上 熊男; 池添 康正; 徳永 興公; 大島 恵一*; 清瀬 量平*; et al.

JAERI-M 4446, 46 Pages, 1971/05

JAERI-M-4446.pdf:1.33MB

核分裂片による化学反応を動的に研究し、化学原子炉研究の基礎データを得るための炉内反応装置として流動ループの概念設計研究を行った。JRR-4設置を仮定し、可能な炉内放射線の場に反応器を置いた場合の、反応器の発熱、反応比率の計算を行った。反応器の除熱を考えて、冷却ガスを外側に流す外部冷却型反応器と、反応ガス自体で除熱する内部冷却型反応器を考え、それぞれの温度分布を推定した。ガス中の核分裂生成物量も評価した。更に、JRR-4炉室等を基礎に、具体的なフローシートを、ヘリウム冷却型反応器に、窒素ガスを主とする反応ガスを流すことを考えて設計した。

論文

A Comparative Study on the Pressure Drop of Air-Water and Steam-Water Flows

山崎 彌三郎; 斯波 正誼

Cocurrent Gas-Liquid Flow, p.359 - 380, 1969/00

抄録なし

論文

原子炉における流動・伝熱

山崎 彌三郎

化学工学, 33(6), p.512 - 518, 1969/00

原子炉の誕生以来27年,日本における原子力研究開始以来約15年を経過し,原子力発電が在来火力発電と共存できる迄進歩し,我国でも沸騰水型(BWR),加圧水型(PWR)の発電所約230万kWが昭和48年までに完成予定である$$^2$$$$^5$$$$^)$$。これらはいずれも米国系統の水冷却型熱中性子炉であるが,一方イギリスを中心としてガス冷却型の原子炉がかなり存在している。また発電計画の予想外の急進に伴い,燃料としてP$$_u$$を効果的に使用する重水減速の新型転換炉・高速中性子炉の開発には各国が競って着手している。伝熱の面から見ると前者は水冷却型を主とし後者は液体冷却型である。

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