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論文

Progress of ITER full tungsten divertor technology qualification in Japan

江里 幸一郎; 鈴木 哲; 関 洋治; 毛利 憲介; 横山 堅二; Escourbiac, F.*; 平井 武志*; Kuznetsov, V.*

Fusion Engineering and Design, 98-99, p.1281 - 1284, 2015/10

 被引用回数:17 パーセンタイル:3.87(Nuclear Science & Technology)

原子力機構において、現在進められているフル・タングステンITER用垂直ターゲット、特に20MW/m$$^{2}$$の繰り返し高熱負荷に耐える必要があるプラズマ対向機器の開発を進め、フル・タングステンITERダイバータに十分な接合技術の健全性を実証することに成功した。接合技術の開発において、Wモノブロックとその支持構造体への取り付け支持脚の接合部の引張荷重試験を実施し、ITERダイバータの要求値の3倍以上である20kNの荷重に耐えることを確認した。また、6体の小型試験体を製作し、Wタイル接合部および冷却管の耐久性を確認するため、10および20MW/m$$^{2}$$における繰り返し熱負荷条件で試験を行った結果、全ての試験体がWタイルの剥離や冷却管からの水漏れを生ずることなく10MW/m$$^{2}$$・5000サイクルおよび20MW/m$$^{2}$$・1000サイクルに耐えた。この20MW/m$$^{2}$$のサイクル数はITERダイバータへの要求値の3倍以上である。

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:8.95(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

Development of tungsten monoblock technology for ITER full-tungsten divertor in Japan

関 洋治; 江里 幸一郎; 鈴木 哲; 横山 堅二; 毛利 憲介; 平井 武志*; Escourbiac, F.*; Kuznetsov, V.*

Proceedings of 25th IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2014) (CD-ROM), 8 Pages, 2014/10

Through R&D for a plasma facing unit (PFU) of a full-tungsten (W) ITER divertor, Japan Atomic Energy Agency (JAEA) succeeded in demonstrating the durability of the W divertor which endured a repetitive heat load of $$20$$ MW/m$$^{2}$$ without macroscopic cracks. At the beginning of this activity, the bonding technology of armor to heat sink was one of the most important key issues in a manufacturing process. JAEA improved the bonding process of the W divertor mock-ups. At first the bonding between the W armor and the copper interlayer (Cu) is performed by using several technologies, such as "Direct casting " or "Diffusion bonding" or "HIP bonding". Then the brazing between the Cu and the cooling pipe is done. Then the rejection rate due to those bonding processes has been significantly been reduced. As a performance test for the bonding and a heat removal capability, the high heat flux (HHF) testing was carried out for 6 small-scale mock-ups for the R&D of the full-W ITER divertor. Moreover, a W part of 4 full-scale prototype PFUs were also tested. In the tests, all of the W monoblocks endured the repetitive heat load of $$10$$ MW/m$$^{2}$$ $$times$$ $$5,000$$ cycles and $$20$$ MW/m$$^{2}$$ $$times$$ $$1,000$$ cycles without the macroscopic crack, which strongly encourages the realization of the full-W divertor target from the start of the operation in ITER. This paper presents the latest R&D activities on the full-W ITER divertor in JAEA.

論文

Development of high-grade VPS-tungsten coatings on F82H reduced activation steel

徳永 知倫*; 渡辺 英雄*; 吉田 直亮*; 長坂 琢也*; 笠田 竜太*; Lee, Y.-J.*; 木村 晃彦*; 時谷 政行*; 光原 昌寿*; 檜木 達也*; et al.

Journal of Nuclear Materials, 442(1-3), p.S287 - S291, 2013/11

 被引用回数:5 パーセンタイル:53.42(Materials Science, Multidisciplinary)

VPS-W coating formed on F82H kept at about 873K in conventional plasma spray conditions has inhomogeneous texture; namely mixture of disarranged area composed of large re-solidified/un-melted grains, fine randomly oriented grains and pores, and well ordered area composed columnar grains. Heat load test indicate that elimination of the disarranged area is necessary to improve the heat load resistance of VPS-W. One can get W coating with texture of homogeneous columnar crystal grains by eliminating the re-solidified/un-melted large particles. Optimization of the W powder size was also effective to reduce number of randomly oriented fine grains and pores.

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:3.75(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:25.38(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:48.08(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

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:66.07(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

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:75.89(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

Deuterium retention in F82H after low energy hydrogen ion irradiation

伊藤 達哉*; 山内 有二*; 日野 友明*; 柴山 環樹*; 信太 祐二*; 江里 幸一郎; 鈴木 哲; 秋場 真人

Journal of Nuclear Materials, 417(1-3), p.1147 - 1149, 2011/10

 被引用回数:10 パーセンタイル:27.25(Materials Science, Multidisciplinary)

The influence of 50 eV hydrogen ion irradiation on the deuterium retention and desorption behavior in the reduced activation ferritic-martensitic steel F82H was investigated by thermal desorption spectroscopy. The amount of retained deuterium in the hydrogen irradiated F82H was up to 10 times larger than without the hydrogen irradiation. In the F82H irradiated by the low energy hydrogen ions at 300 and 523 K, the desorption peak of deuterium was shifted to lower temperatures than for samples unirradiated or irradiated at 773 K. In the F82H irradiated by hydrogen at 773 K, the amount of retained deuterium decreased compared to materials irradiated at 300 or 523 K.

論文

Application of tritium tracer techniques to observation of hydrogen on surface and in bulk of F82H

大塚 哲平*; 田邉 哲朗*; 徳永 和俊*; 吉田 直亮*; 江里 幸一郎; 鈴木 哲; 秋場 真人

Journal of Nuclear Materials, 417(1-3), p.1135 - 1138, 2011/10

 被引用回数:2 パーセンタイル:75.89(Materials Science, Multidisciplinary)

Hydrogen including a trace amount of tritium was loaded on the edge surface of an F82H rod. After the loading, the rod was held at 298 or 323 K to allow hydrogen diffuse in and release out. Tritium tracer techniques have been applied to determine hydrogen depth profiles and hydrogen release rates by using an tritium imaging plate technique and a liquid scintillation counting technique, respectively. The depth profiles were composed of a surface localized component within 200 $$mu$$m of the surface and a diffused component extending over 1 mm in depth. The apparent hydrogen diffusion coefficients obtained from the depth profile of the diffused component are near the extrapolated value of the literature data determined at higher temperatures. The surface localized component, which is attributed to trapping at surface oxides and/or defects, was released very slowly to give apparent diffusion coefficients much smaller than those determined from the diffused component.

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。

論文

Outline of research and development of thermal-hydraulics and safety of Japanese Supercritical Water Cooled Reactor (JSCWR) project

中塚 亨; 森 英夫*; 秋葉 美幸*; 江里 幸一郎; 安岡 誠*

Proceedings of 5th International Symposium on Supercritical Water-Cooled Reactors (ISSCWR-5) (CD-ROM), 12 Pages, 2011/03

日本型超臨界圧水冷却炉(JSCWR)プロジェクトの伝熱流動分野における主要な目的は、炉心・燃料設計において燃料被覆管温度及び圧力損失の評価に必要な相関式を提供することである。本プロジェクトは、Phase Iとして平成20年から3年間の計画で開始された。伝熱流動分野には、東芝,九州大学,原子力機構が参加し、JSCWR開発に向けた研究を行い、次の成果を得た。(1)文献調査と過去の研究結果からデータベースを構築した。(2)円管に適用する最も適切な式をデータベースに基づき選定した。(3)LESを使って燃料集合体内で想定される伝熱劣化現象を高い精度で予測できることを明らかにした。

論文

Non-destructive examination with infrared thermography system for ITER divertor components

関 洋治; 江里 幸一郎; 鈴木 哲; 横山 堅二; 榎枝 幹男; 森 清治

Fusion Engineering and Design, 85(7-9), p.1451 - 1454, 2010/12

 被引用回数:15 パーセンタイル:19.44(Nuclear Science & Technology)

日本原子力研究開発機構(原子力機構)は、ITER機構との協力により、ITERダイバータ外側ターゲットの調達を実施する予定である。調達開始の準備として、原子力機構は調達実施能力をITER機構に示す必要がある。この評価試験は、品質評価試験体を製作し試験に合格することによって達成される。この評価試験の中に、赤外サーモグラフィを用いた非破壊検査(NDE)が適用されている。この検査では、CFCモノブロック内部の欠陥や冷却管との接合欠陥を調査することを目的としている。温水によりCFCモノブロックを95度に定常加熱し、冷水により5度に急冷する。熱過渡応答における試験体の温度変化と、欠陥なしの試験体の温度変化の差を取ることにより、欠陥を検査する。この研究開発で、赤外サーモグラフィNDE試験装置(FIND)を原子力機構内に製作した。FINDにより、CFC内部や冷却管接合の欠陥位置や欠陥度合いを精度よく予測することに成功した。高熱負荷試験結果との相関も高く、ITERダイバータだけでなくJT60SAのダイバータの品質維持に貢献可能な非破壊検査手法を確立した。

論文

Heat transfer characteristics of the first wall with graphite sheet interlayer

正木 圭; 三代 康彦; 櫻井 真治; 江里 幸一郎; 鈴木 哲; 逆井 章

Fusion Engineering and Design, 85(10-12), p.1732 - 1735, 2010/12

 被引用回数:1 パーセンタイル:87.08(Nuclear Science & Technology)

$$sim$$MW/m$$^{2}$$クラスの熱負荷に対して、十分な除熱性能が得られるボルト締結第一壁構造の開発を目的として、カーボンタイルとヒートシンク間に数種類の黒鉛シートを挿入した第一壁構造に対してJEBISを用いた熱負荷試験を実施し、その除熱特性を評価した。冷却水条件を1MPa, 5m/s固定とし、1MW/m$$^{2}$$$$times$$60sの熱負荷において黒鉛シートの厚みによる除熱特性の比較を行った結果、最も熱伝導率の高いパナソニックグラファイトシート(PGS)0.1mm厚3枚を使用した場合、他の黒鉛シート(PERMA FOIL 0.2$$sim$$0.6mm)より接触熱伝達係数を大きく改善できることがわかった。さらに、PGSを用いた試験体で除熱実証試験を実施した結果、1MW/m$$^{2}$$$$times$$100sにおいてはタイル表面温度500$$^{circ}$$C(IRTV)でほぼ定常に達し、3MW/m$$^{2}$$$$times$$20sにおいても800$$^{circ}$$C程度と運転可能な範囲であることを確認した。

論文

Thermo-hydraulic testing and integrity of ITER test blanket module (TBM) first wall mock-up in JAEA

江里 幸一郎; 関 洋治; 谷川 尚; 廣瀬 貴規; 鶴 大悟; 西 宏; 大楽 正幸; 横山 堅二; 鈴木 哲; 榎枝 幹男

Fusion Engineering and Design, 85(7-9), p.1255 - 1260, 2010/12

 被引用回数:11 パーセンタイル:29.08(Nuclear Science & Technology)

ITER機構が建設を進めている国際熱核融合実験炉ITERにおいて、核融合発電炉に向けたブランケットモジュールの工学試験を実施する予定である。本報告では原子力機構で実施している試験用ブランケットモジュール(TBM)に関する熱・流動に関する研究開発、特に低放射化フェライトF82H製実機長第一壁の製作や流動試験,加熱試験に関する成果を報告する。TBM第一壁はF82H製矩形冷却管(15本)と平板を熱間等方加圧(HIP)法により製作した。流動試験により第一壁内並列流路冷却管内の平均流速がほぼ一定になることを示すとともに、数値解析結果と良い一致を示した。加熱試験では15MPa$$cdot$$280$$^{circ}$$C以上の高温高圧水を第一壁内部の矩形冷却管に流動させ、実機熱負荷に近い0.5MW/m$$^{2}$$以上の熱負荷を繰り返し与えることにより、その接合部の健全性や除熱性能を確認した。平行して熱機械解析を実施し、実機運転時において第一壁冷却管に発生する応力がF82Hの許容応力内であることを示した。

論文

Assessment of applicability of two-fluid model code ACE-3D to heat transfer test of supercritical water flowing in an annular channel

中塚 亨; 江里 幸一郎; 三澤 丈治; 関 洋治; 吉田 啓之; 大楽 正幸; 鈴木 哲; 榎枝 幹男; 高瀬 和之

Journal of Nuclear Science and Technology, 47(12), p.1118 - 1123, 2010/12

 被引用回数:1 パーセンタイル:87.08(Nuclear Science & Technology)

超臨界圧水冷却炉の熱設計を効率的に行うためには、燃料集合体内の熱流動を評価することが重要である。原子力機構では、元来軽水炉内の二相流を対象として開発してきた三次元二流体モデル解析コードACE-3Dを改良し、超臨界領域での水の物性値を扱えるようにした。本報では、コードの予測性能評価のため、原子力機構で実施した単一模擬燃料棒まわりの垂直環状流路を流れる超臨界圧水伝熱試験の解析を行った。その結果、ACE-3Dコードは超臨界水冷却炉の燃料集合体を模擬した燃料棒の表面温度予測に適用可能であることが示された。

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