瑞浪超深地層研究所における工学技術に関する検討(平成25年度); 掘削影響の修復・軽減技術の開発(委託研究)

深谷 正明*; 畑 浩二*; 秋好 賢治*; 佐藤 伸*; 竹田 宣典*; 三浦 律彦*; 鵜山 雅夫*; 金田 勉*; 上田 正*; 戸田 亜希子*; et al.

JAEA-Technology 2014-040, 199 Pages, 2015/03

JAEA-Technology-2014-040.pdf:37.2MB

超深地層研究所計画における工学技術に関する研究は、大きく分けて、(1)「研究坑道の設計・施工計画技術の開発」、(2)「研究坑道の建設技術の開発」、(3)「研究坑道の施工対策技術の開発」、(4)「安全性を確保する技術の開発」および、(5)「掘削影響の修復・軽減技術の開発」の5項目に分類して進めている。これまでは、「第2段階」の調査研究として、研究坑道掘削工事で取得される計測データや施工データを用いた評価に基づく設計の妥当性についての検討などを中心として進めてきた。本研究は、「掘削影響の修復・軽減技術の開発」の一貫として、深度500m研究アクセス北坑道における再冠水試験のための止水壁に関する検討を実施した。具体的には、止水壁やプラグに関する国内外の文献調査を実施し、この結果を基に、設計条件の検討、解析による止水壁躯体の設計と岩盤安定性の評価、主な部材の材料選定、止水グラウトの検討などを実施した。

Structure of air-water two-phase flow in helically coiled tubes

村井 祐一*; 吉川 信治; 戸田 信一*; 石川 正明*; 山本 富士夫*

Nuclear Engineering and Design, 236(1), p.94 - 106, 2006/01

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2005.04.011

ヘリカルコイル伝熱管内の気液二相流挙動を従来より機構的に把握するための取り組みとして、透明なガラス製のヘリカルコイル内の空気と水の混相流を高速度カメラで撮影し、遠心力や管の曲率による二次流れによって直管内の二相流とどのような違いが生じるかを観察した。その結果、液相に作用する遠心力の影響によって直管に比してバブル流の領域が減少すること、曲率の大きな管では圧力変動周波数スペクトルが複数のピークを有すること、重力に対して遠心力が大きな場合には液相が管内のコイル中心から見た外側を主に流れるため、気相の流速が気液合成流速よりも遅くなる場合があることなどが確認された。

ナトリウム冷却FBR用熱電発電システムに関する研究; 熱電素子およびシステム化技術の開発に関する研究

鈴木 亮輔*; 田邊 健太郎*; 近藤 恒幾*; 小野 勝敏*; 戸田 信一; 笠川 勇介; 玉山 清志; 桶谷 和浩*

JNC TY4400 2003-004, 214 Pages, 2003/08

JNC-TY4400-2003-004.pdf:19.93MB

既存の原子力発電所から排出される未利用の熱エネルギーを再利用することは、近年の環境負荷低減やプラント高効率化の観点から重要になってきている。特に、高温システムの代表例であるナトリウム冷却FBRでは避けて通れない課題であることは間違いない。熱電発電システムは、これまで宇宙、軍事等の特殊用途において実用化され、その信頼性、保守性等に実績を持ち、最近では一般産業においても省エネの観点から見直されてきている。本研究では、熱電発電システムをナトリウム冷却FBRに適用して排熱回収する場合の技術的可能性について見直すことを目的としている。すなわち、基礎となる熱電変換素子の開発、モジュール化技術の開発並びに基礎実験装置と小型試験装置による確認実験を行い、モジュール熱電変換効率の評価さらにはシステム熱電変換効率評価のための基礎資料とする。

蒸発器ヘリカルコイル内気液二相流の多次元解析

村井 祐一*; 山本 富士夫*; 石川 正明*; 酒井 康丞*; 大岩 浩司*; 戸田 信一; 吉川 信治; 玉山 清志

JNC TY4400 2003-006, 75 Pages, 2003/06

JNC-TY4400-2003-006.pdf:12.95MB

高速増殖原型炉「もんじゅ」では、蒸発器と過熱器においてヘリカルコイル形伝熱管が利用される。ヘリカルコイル形伝熱管は、U形伝熱管に比べ構造的にコンパクトで、かつ、流動の急曲折部をもたないため流力振動の発生要因が少ないという利点を持つ。一方、ヘリカルコイル形では、その経路によって内部二相流に対する定常的な遠心力の大きさに分布がある。また、複数の伝熱ループが曲率半径と距離の異なる経路を通り、それらが同じ圧力差で駆動される点で、並列流路管での動特性に位相差を生じうる。これらの現象については、伝熱および圧力損失の多次元的特性を考慮した詳細な解析を進め、より高い性能安定性を保証するよう検討しなければならない。本研究では、ヘリカルコイル内二相流の可視化・画像解析システムを構築し、これらの課題解決に資するものとする。本研究の成果は以下にまとめられる。ヘリカルコイル流路実験装置を製作し、可視化実験による流動様式マップの作成、ならびにステレオ画像処理による界面構造の抽出を試みた。また、気泡流における数値シミュレーションを遂行した。以上の研究より、以下のことが分かった。

An Experimental Study of Inter-Subassembly Heat Transfer during Natural Circulation Decay Heat Removal in Fast Breeder Reactors

上出 英樹; 林 謙二; 戸田 信一

Nuclear Engineering and Design, 183, p.97 - 106, 1998/00

https://doi.org/10.1016/S0029-5493(98)00169-1

高速炉の自然循環による崩壊熱除去時の炉心健全性を評価する上で、炉心部の熱流動現象を把握することは非常に重要である。ここでは自然循環時の炉心最高温度に影響の大きい集合体間熱移行現象に着目した。3体の集合体から成る模擬炉心部をもつCCTL-CFR装置を用いてナトリウム実験を行い、熱移行現象の評価手法を確立した。炉心部をチャンネルモデルで解析する場合に集合体内温度分布を考慮する必要性を明らかにし、その手法として、壁面熱流速比と集合体内浮力パラメータを用いてにラッパー管近傍の温度を断面平均温度から求める方法を実験データに基づいて構築した。さらに、実機での集合体内特性を予測する手法として複数集合体解析手法を構築し、実験解析により検証した。

Transverse temperature distribution in a multi-subassembly test section simulating natural circulate

戸田 信一; 家田 芳明; 上出 英樹; 松田 茂行; 岩崎 智志; 磯崎 正

International Conference on Design and Safety of Advanced Nuclear Power Plants (ANP '92), 0 Pages, 1992/00

自然循環崩壊熱除去に関するNa実験が,炉工室の炉心・機器熱流動試験ループ(CCTL)に据付けられた並列3集合体モデルから構成される炉心部流量再配分試験体(CFR試験体)により実施されている。集合体内ピーク温度や集合体間熱移行の評価手法の開発のため,隣接集合体から加熱・冷却を同時に受ける様な実機相当条件における集合体内経方向温度分布の影響を実験的に調べた。また,多次元解析コードAQUAによる実験解析を実施し,集合体内経方向温度分布の実験結果との良好な一致が得られた。