1MW核破砕中性子源の低温水素システム用アキュムレータの改良

麻生 智一; 達本 衡輝*; 大都 起一*; 川上 善彦*; 小守 慎司*; 武藤 秀生*; 高田 弘

JAEA-Technology 2019-013, 77 Pages, 2019/09

JAEA-Technology-2019-013.pdf:5.59MB

大強度陽子加速器施設(J-PARC)物質・生命科学実験施設において1MWの陽子ビームで駆動する核破砕中性子源では、水銀ターゲットで発生した高速中性子を冷中性子に冷却するために、液体水素(1.5MPa, 20K以下)を3基のモデレータに供給し、そこで発生する核発熱(3.8kW)を強制方式で冷却する低温水素システムを備えている。この低温水素システムでは、核発熱に伴う系内の圧力変動を低減するためにベローズ構造で圧力を吸収するアキュムレータを採用していることが特徴である。しかしながら、初期に使用したベローズで不具合が生じたため、高耐圧, 長寿命のアキュムレータが必要となった。厚肉プレートによる高耐圧性を有する溶接ベローズ(内ベローズ)の要素技術開発を行い、最適条件を見出すことができた。内ベローズの試作機を製作し、2MPaの圧力印加を繰り返す耐久試験により、設計寿命(1万回以上)を満たすことを確認した。また、その製作法による内ベローズを導入したアキュムレータの組立時、溶接歪等によって内ベローズの機能性や寿命に影響しないように、水平・垂直度を0.1以内に抑えた。改良したアキュムレータは既に約25,000時間(繰り返し伸縮約16,000回(運転中40mm伸縮の設計寿命は50万回))の運転を実現できており、2019年1月現在、500kWビーム出力で運転中である。2018年7月には932kWビーム入射した運転を行い、アキュムレータの圧力変動抑制機能が設計どおりの性能を有することを確認し、今後の高出力において安定運転ができる見通しを得た。

Transient heat transfer from a wire to a forced flow of subcooled liquid hydrogen passing through a vertically-mounted pipe

達本 衡輝; 白井 康之*; 塩津 正博*; 成尾 芳博*; 小林 弘明*; 野中 聡*; 稲谷 芳文*

IOP Conference Series; Materials Science and Engineering, 101, p.012177_1 - 012177_8, 2015/12

https://doi.org/10.1088/1757-899X/101/1/012177

直接強制冷却方式のCICC(ケーブルインコンジット)超伝導導体内における液体水素の冷却安定性を評価するために、内径5.7mm, 8mm, 5mmの断熱円管流路の中心軸上に直径1.2mm, 長さ60mm, 120mm, 200mmのPtCo製ワイヤヒーターをそれぞれ設置し、指数関数状に連続に加熱した場合のサブクール液体水素の強制流動下における定常および過渡熱伝達特性を加熱速度をパラメータとして圧力0.7MPa、液温21Kの条件下で測定した。流速は0.3m/sから7m/sまで変化させた。加熱速度が速くなると、核沸騰熱伝達域では、加熱速度の影響はほとんどないが、過渡CHFは、加熱速度が速くなるにつれて大きくなり、液体窒素で報告されているような膜沸騰直接遷移現象による過渡CHFの低下は液体水素の場合ないことがわかった。また、過渡状態におけるCHFは、定常CHFからの上昇分として整理することができ、流速および圧力に依存せず、加熱速度の関数で表されることがわかった。定常CHFにおいては加熱等価直径の影響は明確に現れなかったが、過渡熱伝達においては、同一の加熱等価直径の場合の過渡CHFの定常CHFからの上昇分は等しく、加熱等価直径が大きくなるとその増分も大きくなることがわかった。

Pressure and temperature fluctuation simulation of J-PARC cryogenic hydrogen system

達本 衡輝; 大都 起一; 麻生 智一; 川上 善彦

IOP Conference Series; Materials Science and Engineering, 101, p.012109_1 - 012109_8, 2015/12

https://doi.org/10.1088/1757-899X/101/1/012109

J-PARC核破砕中性子源では1MW級の陽子ビームによる核破砕反応によって発生した高速中性子を超臨界水素を用いて冷中性子に減速させてビームを供給する。陽子ビーム1MWのオン・オフに伴い、大きな熱負荷が与えられる。本システムでは、アキュムレータを用いた容量制御と陽子ビームによる核発熱分をヒータにより補償する方法を併用させて圧力制御を行う。本研究では、陽子ビーム入射・停止時のkWオーダーのステップ状の核発熱に伴う大きな温度・圧力変動を模擬し、効率の良い制御方法を開発するための解析コードを新たに開発した。300kWおよび600kW陽子ビーム入射時の解析を行い、温度・圧力変動の解析結果は実験結果と良く一致することを確認した。本解析コードは、1MWの場合の制御方法の模擬にも十分適用できるツールとして期待できる。

Development of an experimental system for characterization of high-temperature superconductors cooled by liquid hydrogen under the external magnetic field

達本 衡輝; 白井 康之*; 塩津 正博*; 成尾 芳博*; 小林 弘明*; 稲谷 芳文*

Journal of Physics; Conference Series, 507(2), p.022042_1 - 022042_4, 2014/05

https://doi.org/10.1088/1742-6596/507/2/022042

これまでにない外部磁場環境下における液体水素中の高温超電導材料の通電基礎特性データを取得し、液体水素冷却高温超電導機器の冷却設計指針を確立するために、液体水素冷却超伝導線材特性測定装置を設計・製作を行った。本装置では、高温超電導線材等の供試体を設置する液体水素槽は、実績のある既存の液体水素熱流動実験装置をベースに機器設計および安全設計を行った。その外側に真空断熱槽を介して、磁場発生用の7TのNbTi超電導マグネット冷却用液体ヘリウム槽を設けて、多重容器構造とした。長時間、安定に実験を行うために、熱流動解析により侵入熱軽減対策を実施し、超電導マグネットクエンチ時の安全対策を検討した。さらに、強磁場発生時における周辺機器への漏洩磁場の影響も3次元磁場解析により明らかにし、その軽減対策も施した。水素防爆の観点から、実験時は、安全距離を十分確保した制御室で行えるように、遠隔による計測・制御システムも構築した。初めて実施した低温性能試験により、設計どおりの性能を有することが確認できた。

Operational characteristics of the J-PARC cryogenic hydrogen system for a spallation neutron source

達本 衡輝; 大都 起一; 麻生 智一; 川上 善彦; 勅使河原 誠

AIP Conference Proceedings 1573, p.66 - 73, 2014/01

https://doi.org/10.1063/1.4860684

J-PARCの物質生命科学実験施設は、陽子ビームを水銀ターゲットに入射し、発生した高速中性子をモデレータである1.5MPa、20K以下の超臨界圧の低温水素と衝突を繰り返すことにより減速した冷中性子ビームによる中性子実験を行う実験施設である。低温水素システムは、3台の水素モデレータに超臨界圧水素を供給し、そこで発生する核発熱(1MW陽子ビーム時に3.75kW)を強制冷却するための冷凍設備である。低温水素システムの性能評価を行うために、冷却過程におけるパラ水素濃度を測定し、常に平衡濃度で存在することを確認した。定格状態では、設計条件の99%以上を満たすことを確認した。さらに、過渡的な熱負荷を与えた場合の温度変動の伝播特性と熱交換器の特性を測定し、熱負荷補償するためのヒータ制御による許容温度変動量を評価した。286kWと524kWの高出力陽子ビーム入射時の温度伝播特性結果と比較し、この評価方法の妥当性を検証した。さらに、本実験結果に基づいて、1MW陽子ビーム運転時におけるヒータ制御による温度変動量は、許容値以下であることがわかり、安定な1MWの陽子ビーム運転の見通しが得られた。

Effect of a heated pipe length on DNB heat flux in forced flow of liquid hydrogen

達本 衡輝; 白井 康之*; 塩津 正博*; 畑 幸一*; 成尾 芳博*; 小林 弘明*; 稲谷 芳文*; 成田 憲彦*

Proceedings of 24th International Cryogenic Engineering Conference (ICEC 24) and International Cryogenic Materials Conference 2012 (ICMC 2012) (CD-ROM), p.157 - 160, 2012/05

内径が6mm、加熱長さが50, 100, 200, 250mmのステンレス製円管発熱体を用いて、飽和液体水素(0.4, 0.7, 1.1MPa)を強制流動させた場合の熱伝達特性を流速をパラメータとして測定した。非沸騰の熱伝達は従来のDittus-Boelter式とよく一致することを明らかにした。流速及び飽和圧力が小さくなると、核沸騰限界(DNB)熱流束は大きくなり、加熱長さの-0.35乗に比例することが実験データとの比較により明らかになった。さらに、実験結果は、導出した核沸騰限界熱流束相関式により記述できることを明らかにした。

Influence of Great East Japan Earthquake on neutron target station in J-PARC

酒井 健二; 二川 正敏; 高田 弘; 坂元 眞一; 前川 藤夫; 木下 秀孝; 関 正和; 羽賀 勝洋; 粉川 広行; 涌井 隆; et al.

Proceedings of 20th Meeting of the International Collaboration on Advanced Neutron Sources (ICANS-20) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2012/03

本報告では、東日本大震災の発生時におけるJ-PARC物質・生命科学実験施設(MLF)の中性子源ステーションの挙動、被害状況を調査する。大震災発生時、MLFでは幾つかの機器で大きな揺れを検知した後、外部電源が喪失し、全循環システムが自動停止した。水素は設計通り屋外に放出され、機器異常による水銀, 水素, 放射性ガスの漏えいも生じなかった。一方、激しい揺れは遮蔽体ブロックのずれ、建屋周辺の地盤沈下による外部供給配管の破断を引き起こした。この配管破断による圧縮空気の喪失は、圧空シリンダーを用いた固定装置や空気操作弁などに影響を及ぼしたが、主要機器の大きな破損までは至らなかった。これらの結果は、本ステーションの緊急事態に対する安全設計の妥当性を実証した。

Forced convection heat transfer of subcooled liquid nitrogen in a vertical tube

達本 衡輝; 白井 康之*; 畑 幸一*; 加藤 崇; 二川 正敏; 塩津 正博*

Journal of Physics; Conference Series, 234, p.032057_1 - 032057_8, 2010/07

https://doi.org/10.1088/1742-6596/234/3/032057

液体水素の熱伝達に関する知見は中性子源用モデレータの設計に重要である。本研究では、ポンプを使用せずに強制流動を発生できる装置を開発し、液体水素を使う前段階として、サブクール液体窒素の垂直円管発熱体からの強制対流熱伝達を圧力,温度,流速を種々に変化させて実験を行った。本装置で最大9m/sの流速が得られた。非沸騰域の熱伝達係数,DNB熱流束は、流速とサブクール度とともに大きくなる結果が得られた。非沸騰域において無次元数Nu/Prはの0.8乗に比例する関係が得られた。が低くなると、実験結果はその相関関係からずれ、プール中の自然対流熱伝達から得られる値に漸近する結果が得られた。さらにDNB熱流束を予測する相関式の導出を行い、実験結果を15%以内で表す妥当性を有することを確認した。

Forced convection heat transfer of subcooled liquid hydrogen in a small tube

達本 衡輝; 白井 康之*; 塩津 正博*; 畑 幸一*; 小林 弘明*; 成尾 芳博*; 稲谷 芳文*; 加藤 崇; 二川 正敏; 木下 勝弘*

Proceedings of International Cryogenic Engineering Conference 23 (ICEC-23) and International Cryogenic Materials Conference 2010 (ICMC 2010), p.491 - 496, 2010/07

液体水素が内径3mmの電流加熱垂直円管内を上向きに上昇する場合の円管内面における強制対流熱伝達を流速、温度を変えて測定した。実験システムで採用した高精度デジタルはかりによる質量測定法の有用性が確認できた。各流速における沸騰開始に至る非沸騰熱伝達は、Dittus-Boelter式とよく一致し、これまで全くなかった液体水素の強制対流沸騰限界熱流束の流速,サブクール,形状依存性を初めて明らかにした。

Performance test of a centrifugal supercritical hydrogen pump

達本 衡輝; 麻生 智一; 大都 起一; 上原 聡明; 櫻山 久志; 川上 善彦; 加藤 崇; 二川 正敏; 吉永 誠一郎*

Proceedings of International Cryogenic Engineering Conference 23 (ICEC-23) and International Cryogenic Materials Conference 2010 (ICMC 2010), p.377 - 382, 2010/07

J-PARC核破砕中性子源では、MW級の陽子ビームによる核破砕反応によって発生した高速中性子を用いて冷中性子に減速したビームを供給する。陽子ビーム1MW時における水素モデレータ容器内で発生する核発熱は約3.8kWであり、モデレータ性能を満たすためには、このモデレータ内の温度差を3K以内する必要があった。本研究では、大流量の超臨界圧水素を安定に強制循環させる超臨界水素ポンプをITERで開発した超臨界ヘリウムポンプの設計データベースを用いて新たに開発し、その性能特性試験を測定した。断熱効率は54%、循環流量は、世界最大流量200g/sを達成し、開発した超臨界水素ポンプは、設計値を十分満足する性能を有することを確認した。