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孫 昊旻; 功刀 資彰*; 横峯 健彦*; Shen, X.*; 日引 俊*
Experimental Thermal and Fluid Science, 154, p.111171_1 - 111171_24, 2024/05
Taking the importance of gas-liquid two-phase flows in large square channels for advanced nuclear reactors, such as ESBWR, we experimented with upward cap-bubbly flows in a large square channel. Local void fractions, axial gas velocities, and interfacial area concentrations for two bubble-size groups were measured at three axial locations. Based on the database, cap-bubbly flow characteristics in a large square channel were understood. The existing drift-flux and interfacial area concentration correlations were validated. The void fraction covariances were obtained and used to validate their existing correlations.
孫 昊旻; 功刀 資彰*; 横峯 健彦*; Shen, X.*; 日引 俊*
International Journal of Heat and Mass Transfer, 211, p.124214_1 - 124214_17, 2023/09
被引用回数：1 パーセンタイル：0(Thermodynamics)An experiment for upward bubbly flows was conducted in a large square channel. The local void fraction, axial gas velocity, axial liquid velocity, interfacial area concentration, and Sauter mean diameter were measured at three axial locations. Based on the measurement data, the flow characteristics through flow development were investigated. The drift-flux parameters were directly determined from the local measurement data through their definitions. It was found that the distribution parameters and the void fractions could be fairly reproduced by the existing correlations for large circular pipes. Furthermore, the interfacial area concentrations could be predicted by existing correlations with reasonable accuracy.
岡崎 総一郎*; 江連 俊樹; 大島 宏之; 河原 全作*; 横峯 健彦*; 功刀 資彰*
Proceedings of 10th Pacific Symposium on Flow Visualization and Image Processing (PSFVIP-10), 8 Pages, 2015/06
水中に吸込み渦が発生する体系において、壁面せん断応力分布を把握するため、せん断応力感応液晶塗布膜法を適用した可視化試験を実施した。試験の結果、壁面せん断応力は、吸込み管中心および吸込み管端部に相対する位置においてピーク値を示すことがわかった。また、試験で得られた無次元化せん断応力分布は、数値解析で得られた無次元化せん断応力分布とよく一致するとの結果を得た。
若井 栄一; 近藤 浩夫; 金村 卓治; 平川 康; 古川 智弘; 帆足 英二*; 深田 智*; 鈴木 晶大*; 八木 重郎*; 辻 義之*; et al.
Proceedings of Plasma Conference 2014 (PLASMA 2014) (CD-ROM), 2 Pages, 2014/11
IFMF/EVEDA(国際核融合材料照射施設の工学実証・工学設計活動)において、世界最大流量率(3000リットル/分)を持つリチウム試験ループを用い、幅100mmで厚さ25mmの自由表面を持つ高速(15m/s)リチウム流を、IFMIFの運転条件(250
C、約10
Pa)で安定なリチウム流の形成を示す実証試験に成功した。また、リチウム施設開発におけるリチウム純化、リチウム安全や遠隔操作技術を含む最近の工学実証においても、いくつかの優れた結果が得られるとともに、リチウム施設に関する工学設計を併せて評価した。これらの研究開発で得られた成果は、核融合炉材料の開発に重要なキーテクノロジーとなる核融合炉の照射環境を模擬する加速器駆動型中性子源の開発を大きく進展させるものである。
山本 道好; Arbeiter, F.*; 横峯 健彦*; 若井 栄一; Theile, J.*; Garcia, A. S.*; Rapisarda, D. S.*; Casal, N. I.*; Mas, A. S.*; Gouat, P.*; et al.
Fusion Engineering and Design, 88(6-8), p.746 - 750, 2013/10
被引用回数：14 パーセンタイル：72.14(Nuclear Science & Technology)国際核融合材料照射施設(IFMIF)の工学実証・工学設計活動(EVEDA)はBA協定に基づき2007年半ばから実施されている。IFMIFは加速器, リチウムターゲット設備及び試験設備の3つの主要設備から構成される。現在のEVEDAフェーズではIFMIFの統合設計を目的にしており、その中間報告書は2013年半ばに完成が予定されている。IFMIFの主要な目標であるDEMO炉や将来炉用の設計用の材料データを整備するために、高照射試験モジュール(HFTM、起動時モニターモジュール)、中照射試験モジュール(クリープ疲労試験モジュール, トリチウム試験モジュール, 液体増殖モジュール)及び低照射試験モジュールを用いた照射試験を長期間安定して実施する必要がある。本報告はEVEDAフェーズにおいて複数の協力機関で実施中のこれら各試験のモジュールの工学設計の進捗状況を統合設計の観点で統合したものである。また、中間報告書以後のフェーズにおいて解決すべき技術課題についてまとめる。
若井 栄一; Kim, B. J.; 野澤 貴史; 菊地 孝行; 平野 美智子*; 木村 晃彦*; 笠田 竜太*; 横峯 健彦*; 吉田 崇英*; 野上 修平*; et al.
Proceedings of 24th IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2012) (CD-ROM), 6 Pages, 2013/03
Recent progress of small specimen test technique and the engineering design and engineering validation tests of high flux test module (HFTM) for the IFMIF test cell is mainly summarized and evaluated in the IFMIF/EVEDA (Engineering validation and engineering design activities) projects under Broader Approach Agreement between EURATOM and Japan. Effects of specimen size on mechanical properties such as impact properties and ductile-to-brittle transition temperature are known to occur in ferritic/martensitic steels, and some parts of them have been prepared in the guideline and standard of mechanical tests by ASTM-international and ISO. However, our research of ferritic/martensitic steel F82H showed that it did not match with our data, i.e., master curve method for fracture in ductile-to-brittle transition behaviour of F82H steel. Accordingly, we need to modify and develop these standards for the tests including small size specimens of fusion materials in IFMIF. Also, some designs were prepared in the design of HFTM.
若井 栄一; 菊地 孝行; 横峯 健彦*; 山本 道好; Soldaini, M.*; Polato, A.*
Fusion Science and Technology, 62(1), p.246 - 251, 2012/07
被引用回数：6 パーセンタイル：43.52(Nuclear Science & Technology)In this paper, the test matrix of the IFMIF was evaluated. All test matrixes depend on the requirement of a database preparation schedule and the irradiation volume of irradiation modules such as high flux test module (HFTM), medium flux test module (MFTM) and low flux test module (LFTM), but the engineering design of HFTM is mainly proceeding. Accordingly, the lists of the experiments of small size specimens set in the HFTM to be performed in the PIE laboratories have been carefully analyzed. In the design of HFTM, two types of HFTM are proposed for RAFM steel irradiation by the EU KIT team and for the advanced materials by the JA team, and the difference was summarized.
若井 栄一; 山本 道好; Molla, J.*; 横峯 健彦*; 野上 修平*
Fusion Engineering and Design, 86(6-8), p.712 - 715, 2011/10
被引用回数：6 パーセンタイル：44.28(Nuclear Science & Technology)核融合炉材料照射施設の工学実証・工学設計活動(IFMIF/EVEDA)の現フェーズにおける主目的は、IFMIF内の各施設を完全に統合した工学設計書を作成することである。IFMIFの役割は、原型炉や将来炉のライセンスのために要求される設計データベースを作成することにあり、これは高,中,低の中性子領域の試験モジュールでの材料試験データから得られる。また、微小試験片による評価では微小試験片試験技術の開発とガイドラインが同様に必要となる。本論文はIFMIFでのこれらの試験モジュールと試験項目に対して設計計画と要件についてまとめた。
若井 栄一; 菊地 孝行; 小河原 貴史; 木村 晴行; 横峯 健彦*; 木村 晃彦*; 野上 修平*; 栗下 裕明*; 齋藤 正博*; 西村 新*; et al.
Proceedings of 23rd IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2010) (CD-ROM), 6 Pages, 2011/03
国際核融合材料照射施設(IFMIF)の工学実証と工学設計活動(EVEDA)の日本の試験施設系活動は照射後試験(PIE)施設の工学設計,微小試験片試験技術と高中性子束領域試験モジュール(HFTM)の工学設計の3テーマがあり、本研究ではこの最近の進捗状況をまとめたものである。PIE施設の工学設計においては各種作業プロセスの機能性解析を行い、照射後試験施設のレイアウト図を作成した後、2次元と3次元の設計モデルを作成した。HFTMの工学設計では、本ヒーター材料としてW-3Re合金とSiC/SiC複合材料の2種類を選択したが、これは高温材料であること、また、製作技術を考慮するとともに、熱衝撃耐性,高温での再結晶化,延性,照射劣化耐性や低放射化材料のような適正な特性を持つ材料であるからである。一方、微小試験片試験技術においては、10mm角程度の微小な破壊靭性試験片を試験できるように装置を設計し、高精度に変位と荷重を制御できる装置を開発した。
功刀 資彰; 江里 幸一郎*; 横峯 健彦*; 清水 昭比古*
Fusion Engineering and Design, 28, p.63 - 71, 1995/00
核融合炉における高熱流束負荷機器の除熱研究の一環として、プラズマジェットを熱源とした実験を計画している。特に、実験上大気圧下で作動することを想定しているため、本報では、大気圧アルゴンプラズマジェットを取り上げ、伝熱実験上必要となる狭隘な平行平板間に噴出するアルゴンプラズマの熱流動特性の数値シミュレーションを試みた。流路壁材料としては、原研が提案しているSSTR(Steady State Tokamak Reactor)の候補構造材であるSiCを想定し、このSiC板をプラズマジェットとは逆側から固気混相流で冷却する条件を想定した。シミュレーションは、アルゴンプラズマの非平衡性を考慮した2温度1流体モデル及び電子のマクロ挙動を考慮した西沢モデルを用いて行い、SiC壁の冷却方法によって、プラズマ側の熱伝達特性が著しく変化することを示した。
功刀 資彰; 横峯 健彦*; 一宮 浩市*
日本機械学会論文集,B, 60(573), p.1751 - 1757, 1994/05
乱流衝突噴流の実験的・解析的研究は数多く行われているが、その重要な特性の一つである衝突面上の局所熱伝達率分布の第2ピークの成因については、それほど明確にされていない。本研究では、狭隘流路内の平面乱流衝突噴流伝達を対象として、低レイノルズ数型非等方
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乱流モデルを用いた数値解析を実施し、局所熱伝達分布の第2ピークの予測に成功するとともに、その成因について乱流熱輸送の面から明らかにした。また、本研究対象のような強い非等方性を有する流れ場の乱流解析には、乱流の非等方モデリングと同時に壁近傍の低レイノルズ数効果を考慮する必要のあることが示された。
功刀 資彰; 横峯 健彦*; 一宮 浩市*
Heat Transfer in Turbulent Flows, 1993; HTD-Vol. 246, p.25 - 31, 1993/00
乱流衝突噴流の実験的及び解析的研究は、古くから数多くなされているが、そのほとんどは、衝突壁への自由噴流衝突に関するものであり、本研究で対象としている狭隘流路内における衝突噴流熱伝達に関する報告は極めて少ない。本報では、狭隘流路内における平面乱流噴流の衝突熱伝達を実験的に調べ、その伝熱流動特性を非等方k-乱流モデルを用いて数値解析により明らかにした。
若井 栄一; 小河原 貴史; 菊地 孝行; 横峯 健彦*; Molla, J.*; 山本 道好
no journal, ,
本発表は、日欧の国際協力で「幅広いアプローチ活動」下で進めている国際核融合材料照射施設(IFMIF)の工学実証・工学設計活動に関するものである。IFMIFは重水素加速器系施設,リチウムターゲット系施設,テストセル系施設の3つの施設から構成される予定である。ここでは日本側が担当しているテストセル系施設に関する照射後試験施設(略称:PIE)の工学設計及び高中性子束領域試験モジュール(略称:HFTM)の工学実証・工学設計の2つテーマで最近進捗した成果内容をまとめた。PIE施設の工学設計では既存のPIE施設設計及び運転実績をベースに考察を進め、核融合原型炉の実現に重要な役割を果たすことが期待されているIFMIFに適したPIE施設設計の構築を進めた。また、HFTMでは約1,000Cまでの高温照射ができるような照射モジュール及びその構成要素であるヒーター機器の設計とその機能性試験を進め、良好な試験結果を得た。
若井 栄一; 小河原 貴史; 菊地 孝行; 山本 道好; Molla, J.*; 木村 晃彦*; 笠田 竜太*; Kim, B.*; 野上 修平*; 長谷川 晃*; et al.
no journal, ,
日欧国際協力下で2007年から実施している幅広いアプローチ(BA)活動の1つに、国際核融合材料照射施設の工学実証・工学設計活動(IFMIF/EVEDA)がある。IFMIFはD-T核融合反応で発生する中性子を40MeVの重水素とリチウムとの反応過程で模擬する加速器施設,リチウムループ施設、及び試験施設からなっており、核融合原型炉実現のために必要とされる材料照射データの取得を目的とした施設である。この試験施設系テーマの中で、微小試験片試験技術(SSTT),高中性子束領域試験モジュール(HFTM)の工学実証と工学設計,照射後試験(PIE)施設の工学設計の3つを日本側が担当している。SSTTではF82H鋼の疲労試験,破壊靭性試験、及びき裂成長速度測定試験について試験片のサイズ効果や形状効果及び試験技術評価を進めていて、HFTMでは約1000Cまでの核融合材料を照射できるようにHe冷却システムを採用し、その実証試験と設計を行っている。また、PIE施設設計では核融合原型炉用設計データを提供するためIFMIFで照射された材料やブランケットシステム等の試験を実施できるように、施設設計のベースラインを検討して適切な工学設計評価を進めている。
若井 栄一; 菊地 孝行; 平野 美智子; 井田 瑞穂; 新妻 重人; 木村 晴行; 西谷 健夫; 山本 道好; 松本 宏; 杉本 昌義; et al.
no journal, ,
日欧協力下で進めている国際核融合材料照射施設の工学実証・工学設計活動(IFMIF-EVEDA)における工学設計では、加速器,リチウムターゲット,テストセル,コンベンショナル及び照射後試験施設の5つ施設に分類してIFMIFのミッション及び、トップの要求事項について、日欧の専門家によって議論を重ね、現在、その内容を定めている所である。工学実証試験や製作した機器についての製作技術や性能評価などで得られた重要な結果をある程度、反映させて工学設計を進めているが、その基幹かつ共通となる部分を日欧の専門家が評価を行い、IFMIF仕様,ミッション,トップレベル要求,コードと標準,安全,コスト評価,プラントブレークダウン構造,施設間のインターフェース及びCADについての評価項目を定めた。いずれの施設の工学設計も、これらのことを考慮して3段階のステップを踏んで2013年6月までに完了させ、十分な整合性をとった統合した中間工学設計書を作成する予定である。
若井 栄一; 近藤 浩夫; 金村 卓治; 古川 智弘; 平川 康; 中庭 浩一; 伊藤 譲; 田中 浩; 辻 義之*; 伊藤 高啓*; et al.
no journal, ,
IFMIF/EVEDA事業ではリチウムターゲット施設開発のため、実機の約1/3の流量(最大3000リットル/分)を持つリチウム試験ループを原子力機構大洗研究開発センターに建設し、各種機器の機能性試験及び総合性能試験を実施している。平成26年2月に250Cにて高真空下で(15m/s)高速自由表面を持つ高速Li流動試験に成功した。また、欧州キャビテーション計測を協力・実施した。本リチウムターゲット系研究開発の活動は大学連携協力試験下で、計測系、純化系、遠隔操作系の各種実証試験・評価を実施している。各テーマでは、まだ残された課題がいくつもあるが、IFMIF建設判断に必要な、より明確な工学実証評価を平成26年度に完了させる予定である。
中庭 浩一; 田中 浩; 伊藤 譲; 若井 栄一; 横峯 健彦*
no journal, ,
国際核融合材料照射施設の工学実証・工学設計活動(EVEDA)におけるリチウムターゲット系施設の実証試験の中で、Liターゲットの流路幅が実機の1/2.6スケールを持つEVEDA Li試験ループなどによって流動安定性の評価試験を実施している。本研究では、EVEDA Li試験ループの実証試験で得た知見などを基に、機器の健全性評価を進めていくため、ターゲット部、その下流配管及びその先の(クエンチ)タンク等を模擬、または下流配管の流路を改良した小型水流動実験装置を製作した。高速液体流の可視化による観察を行うとともに、キャビテーションの発生条件を確認するために加速度計を配管等に取付けて、流速、真空度、温度等を変数として流動特性評価を実施している。観測結果では、15m/sまでのターゲット部での流れの安定性を確認するとともに、速度の増加に伴って下流配管部での流れの広がりなどの様子を観察した。また、加速度計による評価では、8m/sでは20kPaから大気圧までの圧力条件では、下流配管部での騒音の値は小さく、またその値はほとんど変化しなかった。一方、12, 15m/sと流速が増加し、真空になると騒音の値が増大することが確認できた。今後、詳細な騒音現象の間欠性などを詳しく調べ、流動安定性の解析や下流配管構造の最適化の検討などを進めていく予定である。
若井 栄一; 金村 卓治; 古川 智弘; 平川 康; 近藤 浩夫; 中庭 浩一; 田中 浩; 杉本 昌義; 大平 茂; 横峯 健彦*
no journal, ,
核融合原型炉開発のための幅広いアプローチ活動の中で国際核融合炉材料照射施設(IFMIF)の工学実証・工学設計活動(EVEDA)は2007年中旬から実施した。IFMIFは加速器施設、Liターゲット施設、試験設備施設及び付属照射後試験施設などから構成する。本研究発表では、Liターゲット施設と試験設備施設を主とした研究開発において、日本が担当した一連の工学実証試験や工学設計を良好な結果を得て完遂した成果内容を報告する。この成果はIFMIFの実現に向けた飛躍的な技術進歩であり、日欧国際協力における成果として核融合研究開発に大きく貢献したものである。
中庭 浩一; 田中 浩; 若井 栄一; 横峯 健彦*
no journal, ,
IFMIF/EVEDA事業では、リチウムターゲット施設の工学実証試験を実施しており、ターゲット部の流路の幅が実機の1/2.6スケールであるEVEDA Li試験ループ(ELTL)の実証試験を2014年10月まで実施してきた。本研究では、ELTLの実証試験の中で調べたキャビテーション現象の発生条件や抑制方法等を詳細に検討するため、ターゲットアセンブリ、その下流側流路の配管及びその先のクエンチタンクの流路を模擬した小型水流動試験装置を製作した。また、この装置は下流側配管やクエンチタンクへの流入方法を改良した条件でも試験ができるように試作した。今回の評価では、水温を約3-15Cの条件にして、ターゲットの流速を8-15m/s、その雰囲気圧力を30kPa-大気圧の範囲で変化させ、その時の流動安定性を調べると共に、ターゲット下流配管の噴流衝突部付近に加速度センサーを取り付けて、振動計測を行った。その結果、ターゲットでは比較的安定して流動することを確認した。また、圧力が低下していくと、ELTLで調べたキャビテーション現象と類似した振動が発生し、流速が増加していくとその値が徐々に増大することが分かった。さらに、この計測結果を基に周波数解析、及び評価した内容も併せて報告する。
渡邊 和仁; 中村 誠; 染谷 洋二; 増井 章裕; 片山 一成*; 林 巧; 柳原 敏*; 小西 哲之*; 横峯 健彦*; 鳥養 祐二*; et al.
no journal, ,
核融合原型炉では、発電のために冷却水温度を300C前後とするため炉内構造材の温度はITERよりも高くなり、また炉内機器の主要構造材と想定される低放射化フェライト鋼は比較的トリチウムを透過しやすい。これにより冷却水中へのトリチウム透過量が大きくなり、ITERでは必要としなかった冷却水中のトリチウム処理設備の適用を原型炉では検討する必要がある。そこで本研究では、保守的に仮定したトリチウム処理量の観点からトリチウム水処理設備への要求を概算するとともに、核融合炉の特徴を踏まえたその他観点からのトリチウム水管理の課題を抽出する。その結果、冷却水中へのトリチウム透過量を保守的に仮定した場合であっても、トリチウム管理濃度をCANDU炉と同程度にすることができれば既存の設備が適用できる可能性を明らかにした。
若井 栄一; 近藤 浩夫; 金村 卓治; 平川 康; 古川 智弘; 菊地 孝行; 伊藤 譲*; 帆足 英二*; 吉橋 幸子*; 堀池 寛*; et al.
no journal, ,
核融合原型炉開発のための幅広いアプローチ活動の中で国際核融合炉材料照射施設(IFMIF)の工学実証・工学設計活動(EVEDA)は2007年中旬から実施した。IFMIFは加速器施設、Liターゲット施設、試験設備施設、照射後試験施設などから構成する。本研究発表ではLiターゲット施設と試験設備施設を主とした研究開発において、国内の協力体制の下、日本が担当した一連の工学実証試験や工学設計を良好な結果を得て完遂した成果内容を報告する。本成果はIFMIFなどの核融合用強力中性子源施設の実現に向けた飛躍的な技術進歩であり、日欧国際協力における成果として核融合研究開発に大きく貢献したものである。
