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論文

Effects of particle irradiations on vortex states in iron-based superconductors

為ヶ井 強*; 田縁 俊光*; 柳生田 英徳*; 土屋 雄司*; Mohan, S.*; 谷口 智隆*; 仲島 康行*; 岡安 悟; 笹瀬 雅人*; 北村 尚*; et al.

Superconductor Science and Technology, 25(8), p.084008_1 - 084008_14, 2012/08

 被引用回数:55 パーセンタイル:6.47(Physics, Applied)

様々な高エネルギー粒子を鉄系超伝導体に照射し、臨界電流密度$$J$$$$_{rm c}$$と磁束ダイナミクスへの影響を系統的に調べた。十分なエネルギー付与のできる粒子線照射ならば、銅酸化物高温超伝導体の場合と同様に、$$J$$$$_{rm c}$$の増加や磁束ダイナミクスの抑制に効果があることがわかった。一般に、$$J$$$$_{rm c}$$の増大は銅酸化物に比べて遙かに高い照射量まで持続する。照射効果の詳細はイオン種やエネルギーに依存するが、同種のイオンやエネルギーでもその効果は対象となる鉄系超伝導体ごとに異なる。重イオン照射によって作られる欠陥の相関性は不可逆磁化の角度依存性によって確かめられた。

報告書

ナトリウム冷却炉における電磁ポンプの検討; 2次系主循環ポンプへの適用検討(共同研究)

近澤 佳隆; 木曽原 直之; 菱田 正彦; 藤井 正; 此村 守; 荒 邦章; 堀 徹*; 内田 昌人*; 西口 洋平*; 新部 信昭*

JAEA-Research 2006-049, 75 Pages, 2006/07

JAEA-Research-2006-049.pdf:4.55MB

高速増殖炉サイクルの実用化戦略調査研究の一環として750MWe電気出力のナトリウム冷却中型炉の検討が実施されている。本検討ではナトリウム冷却中型炉の2次主循環ポンプに電磁ポンプを採用した場合の流量522m$$^{3}$$/minの大容量電磁ポンプの概念設計を実施した。電磁ポンプの構造及び仕様は160m$$^{3}$$/minの試験において実証されたダブルステータALIP(Annular Linear Induction Pump)型を参考に設定し、流量及び揚程をナトリウム冷却中型炉の仕様にした場合の寸法及びコイル仕様への影響評価を行った。安定性については電磁流動解析コードEAGLEにより2次元r-z体系における電磁流動解析を実施してRem$$times$$Sを評価した結果1.08と160m$$^{3}$$/min試験で確認された安定運転範囲Rem$$times$$S$$<$$1.4以内にあり、圧力脈動についても揚程の3%以下程度と評価される。内部構造の成立性については、本電磁ポンプはコイルを冷却材流路ダクトに押し付けてナトリウムにより冷却しているため、コイルの温度及びナトリウムダクトへの押付力維持に関する評価を行い成立していることを確認した。また、電磁ポンプの電源構成及び保守補修性の検討及び課題の整理を行った。

報告書

Na冷却大型炉設計研究

村上 勤; 菱田 正彦; 木曽原 直之; 早船 浩樹; 堀 徹; 藤井 正; 内田 昌人; 近澤 佳隆; 宇野 修; 三枝 利家; et al.

JNC-TY9400 2004-014, 78 Pages, 2004/07

JNC-TY9400-2004-014.pdf:7.97MB

本報告書は、平成15年度に実施したNa冷却大型炉設計研究の成果をまとめたものである。平成15年度の設計研究では、平成14年度に成立性に係わる課題としてあげられていた安全性、構造健全性及び熱流動に関する成立性評価を行い、その結果に基づきNa冷却大型炉のプラント概念を見直した。また、フェーズⅡの中間評価を行うために、経済性評価、開発目標に対する達成度等を評価し、中間とりまとめに必要なデータを整備した。

報告書

Na冷却中型モジュール炉設計研究

菱田 正彦; 村上 勤; 木曽原 直之; 藤井 正; 内田 昌人; 早船 浩樹; 近澤 佳隆; 堀 徹; 三枝 利家; 宇野 修; et al.

JNC-TY9400 2004-012, 97 Pages, 2004/07

JNC-TY9400-2004-012.pdf:12.55MB

プラント概念構築として、平成14年度に構築したプラント全体概念(単機出力75万kWeの4モジュール構成)に基づいて、高内部転換型炉心、直管2重管蒸気発生器、EVST方式燃料取扱設備を採用した機器設計を行い、プラント全体概念を具体化した。概念の構築にあたっては、Na弱点克服のための方策検討、軽水炉並のISI&Rの検討も実施した。更に、成立性評価として、構築した中型モジュール炉に対して、主要な事象の安全評価を実施するとともに、構造健全性及び熱流動に関する主要な課題、特に、直管2重管SG及びPRACSを内蔵するIHX上部プレナムの製作性、構造健全性等の評価を行い、中型モジュール炉概念の成立性見通しを得た。また、フェーズIIの中間評価を行うため、経済性評価、開発目標に対する達成度等を評価し、中間とりまとめに必要なデータを作成した。

報告書

高速増殖炉サイクルの実用化戦略調査研究フェーズII中間報告; 原子炉プラントシステム技術検討書

此村 守; 小川 隆; 岡野 靖; 山口 浩之; 村上 勤; 高木 直行; 西口 洋平; 杉野 和輝; 永沼 正行; 菱田 正彦; et al.

JNC-TN9400 2004-035, 2071 Pages, 2004/06

JNC-TN9400-2004-035.pdf:76.42MB

ナトリウム冷却炉、鉛ビスマス冷却炉、ヘリウムガス冷却炉及び水冷却炉について、革新技術を導入し炉型の特徴を活かした炉システム概念を構築し、その概念の成立の見通しを得るための検討を行うとともに、設計要求への適合性を評価した。その結果、2015年頃に高速増殖炉技術を実用化するためには、現状の知見で課題とされた項目で画期的な技術革新がないかぎり、ナトリウムを冷却材して選択することが合理的であることが明らかとなった。

論文

Experimental study on thermal-hydraulics and neutronics coupling effect on flow instability in a heated channel with THYNC facility

井口 正; 柴本 泰照; 浅香 英明; 中村 秀夫

Proceedings of 10th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-10), 16 Pages, 2003/10

BWR炉心では、核動特性と熱水力特性は常に相互に影響し合い、これを核熱結合と呼ぶ。従来は、炉外での核熱結合模擬は困難であった。これは、主として核動特性のリアルタイム模擬と高温・高圧でのボイド率のリアルタイム計測が困難であったことによる。著者らは、核動特性のリアルタイム模擬の手法を提案するとともに、リアルタイム計測が可能なボイド率計測手法を確立し、炉外での核熱結合模擬に成功した。この模擬手法を用いて、核熱結合条件でのチャンネル安定性データをTHYNCにより取得した。実験は、圧力2-7MPa,サブクーリング10-40K,質量流束270-667kg/m$$^{2}$$sの範囲で行った。THYNCデータでは、核熱結合効果により、チャンネル安定限界は低下した。今回のTHYNC実験では実機の場合よりも核熱結合の影響が顕著となる条件設定であったが、非核熱結合条件の場合に比べて安定限界低下率は、圧力7MPaで10%以内であった。

報告書

Na冷却中型モジュール炉設計研究 (研究報告)

木曽原 直之; 菱田 正彦; 新部 信昭; 堀 徹; 藤井 正; 内田 昌人; 近澤 佳隆; 三枝 利家; 宇野 修; 惣万 芳人; et al.

JNC-TY9400 2003-015, 103 Pages, 2003/09

JNC-TY9400-2003-015.pdf:6.39MB

実用化戦略調査研究フェーズIにおいて、経済性目標を初めとする設計要求を満足する可能性のある有望なNa冷却中型モジュール炉概念として、アドバンスト・ループ型炉が抽出された。本報告書は、フェーズIIの2年目である平成14年度に実施したNa冷却中型モジュール炉設計研究の成果をまとめたものである。大型炉において採用したコストダウン方策及び共用効果を取込んだ平成13年度の設計結果では経済性目標である建設コスト20万円/kWeをわずかに下回り、目標を達成したものの、その達成度に余裕はない。そのため、更なるコストダウンを目指して平成13年度の成果に基づきNa冷却中型モジュール炉概念の再構築を行った。再構築に際し、モジュールあたりの電気出力を50万kWeから75万kWeに上昇させ、モジュール数を3から2に変更した。また、崩壊熟の除去を完全自然循環でできる特徴を生かして非常系の電気設備容量を極小とし、小型ガスタービンを採用した。この再構築したプラント概念について設備・機器の具体化を進めるとともに、成立性評価及び経済性評価を実施した。その結果、経済性目標を満足し、概念成立性に関する基本的な見通しを有するNa冷却中型モジュール炉のプラント概念を構築した。また、経済性向上の可能性を有する2次系簡素化プラントの検討、電磁ポンプを2次系に使用した場合の検討、燃料取扱設備の検討も行った。今後は、要素試験の成果等を適宜反映しつつ予備的概念設計を進め、プラント基本概念を明確化するとともに、概念成立性の見通し、経済性目標達成見通しを確たるものとして行く計画である。

報告書

Na冷却大型炉設計研究(研究報告)

木曽原 直之; 菱田 正彦; 新部 信昭; 堀 徹; 藤井 正; 内田 昌人; 近澤 佳隆; 三枝 利家; 宇野 修; 惣万 芳人; et al.

JNC-TY9400 2003-014, 52 Pages, 2003/09

JNC-TY9400-2003-014.pdf:3.12MB

本報告は、実用化戦略調査研究フェーズIIの2年目である平成14年度に実施したNa冷却大型炉設計研究の成果をまとめたものである。平成14年度の設計研究では、平成13年度の成立性に係わる課題としてあげられていた安全性、構造健全性及び熱流動に関する成立性評価を行い、その結果に基づきNa冷却大型炉のプラント概念を見なおした、主要設備の基本仕様を明確化し、経済性評価を実施した。 本研究の結果、経済性目標(建設コスト20万円/kWe以下、等)を満足し、概念成立性に関する基本的な見通しを有するNa冷却大型炉のプラント概念が構築された。

報告書

大口径・高流速配管の流力振動試験(1) 試験計画の検討と試験装置の製作

藤井 正; 西口 洋平; 此村 守

JNC-TN9400 2003-063, 73 Pages, 2003/08

JNC-TN9400-2003-063.pdf:2.75MB

実用化戦略調査研究で概念設計を進めているナトリウム冷却大型炉では、建設コスト削減の観点から、冷却系ループ数を2ループに削減している。これに伴い、薄肉構造の1次冷却系配管は大口径化(ホットレグ配管:内径1.27m)するとともに、管内の平均流速は従来設計を大幅に上回る9m/s台に高速化され、レイノルズ数は107オーダの条件となる。このような高流速、高レイノルズ数条件下における配管エルボ部の流動は、従来のレイノルズ数範囲での圧力変動特性やはく離域の形成範囲とは異なる可能性がある。また、内部流体の不安定流動に起因する配管振動の発生が懸念されるが、大口径の薄肉配管を対象とした流力振動特性に関する知見は限られている。そこで、1次系配管設計の成立性を確認するため、実機ホットレグ配管を1/3縮尺で模擬した水流動試験装置を製作し、高レイノルズ数条件での試験により配管エルボ部での流動特性やエルボ部の3次元流れによる不安定に起因する流力振動特性を把握する試験を計画した。本試験では、アクリル製の可視化試験体を用いて、エルボ部の流況を調べるとともに、流力振動の要因となるエルボ部での圧力変動を計測する。また、実機と剛性を合わせたステンレス製の振動試験体を用いて、配管系の振動モードや振動応答挙動を計測する。平成14年度までにおいて、試験装置の設計、およびエルボ試験体や試験ループ配管類の製作を終了した。平成15年度は、試験設備の製作・据付を完了し、可視化試験の一部を開始する計画である。

報告書

瞬時計測型ボイド率計の改良; 即応型整流回路の設計

柴本 泰照; 佐川 淳*; 井口 正; 中村 秀夫

JAERI-Tech 2003-056, 29 Pages, 2003/06

JAERI-Tech-2003-056.pdf:3.24MB

原研では、THYNC装置を用いて核熱結合安定性試験を行っている。これは、電気ヒーター炉心によってボイド反応度フィードバックを実験的に再現するもので、シミュレーションには沸騰流路の平均ボイド率計測が重要な役割を果たしている。低周波の交流信号を沸騰流路内に印加し、気液二相流路内の二電極間電気インピーダンスを瞬時計測することでボイド率見積もりを行う。交流信号は、整流回路を用いて振幅の変化を直流信号として取り出される。初期の設計段階では整流回路の時定数が大きく、計測系の遅れが問題となっていた。炉心動特性模擬の観点でからは、ボイド率検出部の遅れは無視できるほど小さくする必要がある。本研究では、全波整流とピークホールド回路を組み合わせた回路を作成し、整流の遅れに対する問題を解決した。これは、位相遅れなしにキャリア周波数成分を低減できる方法として有効であった。

論文

System pressure effect on density-wave instability; Simplified model analysis and experiments

柴本 泰照; 井口 正; 中村 秀夫; 久木田 豊*

Proceedings of 11th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-11) (CD-ROM), 11 Pages, 2003/04

沸騰垂直流路の安定限界における系圧力の影響について、解析的及び実験的な検討を行った。モデル作成は、Wallis-Heasleyの熱平衡・一次元均質流モデルに基づいて行った。システムの特性方程式が解析的に解けるように、通常ムダ時間要素で表現される入口流速に対する各種応答を一次遅れ要素によって表した。これは、近似表現ではあるが、特性方程式内で個々の要素を分離して表現できるため、不安定に対する支配因子の特定が容易となる。提案した簡易モデルについて、Ishii-Zuber安定マップ上で実験データと比較した。安定限界を示す実験データは、系圧力に大きく依存する結果となった。本モデルによる予測値は、二相流域の圧力損失に対する系圧力の影響を考慮することで、実験データをよく予想できた。また、システムの固有振動数は、二相流の通過時定数と密接に関係し、これもモデルでよく予測できた。

論文

Experimental study on cooling limit under flow instability in boiling flow channel

井口 正; 柴本 泰照; 浅香 英明; 中村 秀夫

Proceedings of 11th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-11) (CD-ROM), 8 Pages, 2003/04

BWRの水力不安定時には、流量変動に同期して燃料被覆が沸騰遷移とリウェットを周期的に繰り返すことが知られている。著者らは、THYNC試験装置により、実機核燃料と同長、同径の模擬燃料による2$$times$$2管群試験部を用いて、水力不安定実験を行った。その結果、模擬燃料出力を増加すれば、このような周期的沸騰遷移状態が発生し、さらに模擬燃料出力を増加すれば膜沸騰が持続する状態に至り、いずれの場合も模擬燃料温度は逸走しないことを確認した。周期的膜沸騰発生条件は、流量瞬時値が定常沸騰遷移曲線を下回るときで近似できた。持続的膜沸騰は、流量変動の振幅などの振動特性に依存するものの、質量流束変動の中心値が定常沸騰遷移曲線より小さいチャンネル出力で発生した。持続的膜沸騰発生条件は、低圧(2MPa以下),低流量(400kg/m2s以下)の条件では、梅川のモデルとほぼ一致した。高圧(7MPa)では、流量変動1周期間の熱バランスに基礎を置いた実験式とほぼ一致した。TRAC-BF1コードにより、周期的膜沸騰や持続的膜沸騰を予測できた。周期的膜沸騰遷移出力の予測結果はほぼ実験結果と一致したが、リウェット挙動の予測が不適切のため持続的膜沸騰遷移出力はよく予測できなかった。

報告書

BWR核熱不安定模擬試験装置THYNCの試験部オリフィス及びスペーサの流動抵抗

井口 正; 浅香 英明; 中村 秀夫

JAERI-Research 2002-006, 152 Pages, 2002/03

JAERI-Research-2002-006.pdf:5.52MB

筆者らは、BWR炉心での核熱水力不安定性の機構を解明するために、THYNC実験を行っている。THYNC実験では、実炉の炉心流動を忠実に模擬すべく、試験部出口にオリフィス抵抗体を、試験部内に丸セル型スペーサを設置している。THYNC実験データの解析には、オリフィス抵抗体やスペーサの流動抵抗を知っておく必要がある。そこで、THYNC試験装置のオリフィス抵抗体及びスペーサの単相流時及び二相流時の流動抵抗を測定した。その結果を用いて、流動抵抗のパラメータ依存性を検討した。併せて、分離流などの基本的な二相流モデルの二相流増倍係数に対する適用性を検討した。その結果、以下のことがわかった。(1)単相流時の流動抵抗は、Re数の関数として、圧力,質量流束の影響を表現できる。また、流動抵抗の予測には、従来の予測法により、流動抵抗を精度よく予測できる。ただし、スペーサについては、流路占有率などの複雑な形状依存性があるため、流動抵抗の高精度の予測には、実験で実験定数を定める必要があった。(2)二相流増倍係数とクオリティの関係は、圧力2MPa~7MPaでは線型関係とみなせる。二相流増倍係数とクオリティの関係は、圧力,形状に依存し、質量流束の影響は小さい。(3)オリフィス及びスペーサの二相流増倍係数は、分離流モデルで$$pm$$20%の精度で予測できる。適用範囲は、圧力2MPa~7MPa,質量流束133kg/m$$^{2}$$s~667kg/m$$^{2}$$sである。一方、均質流モデルでは、実験定数を導入しないと高精度の予測はできない。形状に依存した実験定数を導入することにより、$$pm$$20%の精度で予測できる。

報告書

BWR定常ポストCHF試験結果; 限界熱流束及びポストCHF熱伝達率(受託研究)

井口 正; 岩城 智香子*; 安濃田 良成

JAERI-Research 2001-060, 91 Pages, 2002/02

JAERI-Research-2001-060.pdf:6.34MB

従来のポストCHF試験に比べて、2MPa~18MPaの広い圧力範囲,33kg/m$$^{2}$$s~1651kg/m$$^{2}$$sの広い流量範囲,過熱度500Kまでの広いヒータ温度範囲で、定常ポストCHF試験を行い、沸騰遷移領域,限界熱流束,ポストCHF熱伝達率に関するデータを得た。試験体は、BWR燃料と同径・同長のヒータによる4$$times$$4管群流路とした。試験の結果、沸騰遷移は複数のグリッドスペーサの直下で生成し、加熱量の増加とともに、沸騰遷移領域は下方に伸長することがわかった。グリッドスペーサー上方は核沸騰状態であるのに対し、グリッドスペーサ下方は膜沸騰状態になる。したがって、限界熱流速は、グリッドスペーサからの距離に影響される。グリッドスペーサ直上の限界熱流束は、同じ局所条件で比べるとグリッドスペーサ直下の限界熱流束の約1.15倍であった。ポストCHF熱伝達は、伝熱体の加熱度が十分大きければ、蒸気乱流熱伝達が支配的であり、単相流の熱伝達相関式が適用できる。加熱度が十分には大きくない場合、ポストCHF熱伝達率は、単相流の熱伝達相関式による予測値よりも大きくなる。ポストCHF熱伝達率を単相流の熱伝達相関式による予測値で規格化することにより、質量流束の影響を表現できる。ただし、圧力,過熱度,位置の影響を表現できない。試験結果によれば、ポストCHF熱伝達率に及ぼす圧力,過熱度,位置の影響は、ヒータ温度及び位置の関数で表現できた。ポストCHF熱伝達率は、グリッドスペーサ直下で最小であり、グリッドスペーサから上流に離れる程増加する。グリッドスペーサ1スパン区間で、ポストCHF熱伝達率は約30%増加した。

論文

第18回高圧力の科学と技術に関する国際会議(AIRAPT-18)報告

清水 宏晏*; 内海 渉; 久米 徹二*; 近藤 忠*; 清水 克哉*; 曽谷 知弘*; 谷口 尚*; 中村 一隆*

高圧力の科学と技術, 11(4), p.334 - 338, 2001/12

2001年7月に中国北京で開催された表記の国際会議の報告。各国から約280名の参加があり、約370件の発表が行われた。

報告書

瞬時計測型流路断面平均ボイド率計の開発; BWR条件への適用

井口 正; 渡辺 博典; 木村 守*; 安濃田 良成

JAERI-Research 2001-032, 111 Pages, 2001/05

JAERI-Research-2001-032.pdf:4.14MB

著者らは、流路断面平均ボイド率を非定常計測する実用的なコンダクタンス型ボイド率計を開発した。本ボイド率計は、流路内の二相流ボイド率と二相流電気伝導度との相関関係を利用する。空気/水2相流による校正試験を行った結果によれば、ボイド率$$alpha$$は電流比I/I$$_{0}$$(I$$_{0}$$は、満水時の電流)を用いて、$$alpha$$=1-I/I$$_{0}$$で近似できる。このボイド率計を、高温・高圧のBWR条件(290$$^{circ}C$$,7MPa)に適用し、その計測性能を調べた。その結果、電極部の耐熱性に改良の余地があるが、高温・高圧でもボイド率$$alpha$$$$alpha$$=1-I/I$$_{0}$$で近似できることがわかった。ただし、水の電気比抵抗の温度依存性を考慮する必要がある。このため、水の電気比抵抗の温度依存性を調べるとともに、温度補正式を導出した。また、本ボイド率計を規模の大きい試験装置に適用するときには、回路のキャパシタンスの影響が無視できなくなる。このため、この影響を抑制する方策を講じた。高温高圧条件下で流量133kg/m$$^{2}$$s以下、2$$times$$2管群流路で、ボイド率0%~70%では誤差10%以内でボイド率を測定できた。本ボイド率計は、原理的に流量の影響を受けない。このため、流量変動がある条件でのボイド率計測が可能である。

報告書

BWRポストCHF試験データレポート; 過渡事象炉心伝熱流動試験計画(受託研究)

井口 正; 伊藤 秀雄; 木内 敏男; 渡辺 博典; 木村 守*; 安濃田 良成

JAERI-Data/Code 2001-013, 502 Pages, 2001/03

JAERI-Data-Code-2001-013.pdf:32.38MB

原研は大型再冠水効果実証試験第2期計画として、過渡事象炉心伝熱流動試験計画を実施した。本試験計画では、従来型の軽水炉の定格条件を模擬でき、模擬燃料15本(ほかに非発熱棒1本の合計16本で4$$times$$4管群を構成する。)から構成される模擬炉心を有する過渡事象炉心伝熱流動試験装置を用いて試験を行い、軽水炉の異常な過渡変化及び事故時の炉心冷却の実証と安全余裕の定量化を行う。本試験計画の一環として、ポストCHF熱伝達に関するデータを取得した。本試験データは、軽水炉の炉心ヒートアップ後の炉心温度を評価するには必須のデータである。これまでのこの種の試験データに比べて、極めて高温の条件、低圧から高圧までの広い圧力範囲をカバーしているところに特徴がある。また、従来の多くの研究では、最も早くヒートアップした領域を対象としているが、ヒートアップ域の拡大や縮小,ヒートアップ域の軸方向の相違などについてはあまり議論されていない。本試験では、炉心下端から上端までの広い範囲の被覆管温度を取得した。本報告書では、ポストCHF熱伝達試験の試験条件,被覆管温度データ,ポストCHF伝達率などのデータをまとめ、試験データを解析する際の資料とする。

報告書

瞬時計測型流路断面平均ボイド率計の開発

渡辺 博典; 井口 正; 木村 守; 安濃田 良成

JAERI-Research 2000-043, 77 Pages, 2000/11

JAERI-Research-2000-043.pdf:6.55MB

筆者らは核熱結合を模擬したBWR熱流動安定性試験を実施している。この試験では高温高圧条件下でのロッドバンドル内気液二相流平均ボイド率を瞬時に計測することが必要である。しかしながら、これらの条件を満たす実用的なボイド率計が見あたらなかった。そこで新たに実用的なコンダクタンス型ボイド率計を開発した。本ボイド率計では、流路内の二相流ボイド率と二相流電気伝導度との相関関係を利用し、流路断面平均ボイド率の非定常計測を行う。本ボイド率計では、金属製流路容器自体を一方の電極とし、流路中心に設置した中心電極(L型線電極)を他方の電極とし、両電極間の電流を計測する。この電極配置により模擬燃料棒のような金属製内装物のある複雑な流路でも流路内の断面平均ボイド率を瞬時に計測することが可能になった。本ボイド率計を用いて、空気・水2相流による校正試験を行った結果、ボイド率$$alpha$$は電流比I/I$$_{0}$$(I$$_{0}$$は、満水時の電流)を用いて、$$alpha$$=1-I/I$$_{0}$$で近似できることがわかった。この関係は、ボイド率が0%~70%の広い範囲で成立した。両者の差は最大で約10%であった。この差の理由は、ボイド分布や中心電極が気泡で覆われることによる電気的絶縁などによる。本ボイド率計は構造・原理ともに簡明なため、多くの気液二相流研究に適用が可能である。

報告書

BWR燃料及び模擬燃料の熱容量及び熱的時定数の比較

井口 正

JAERI-Research 2000-050, 107 Pages, 2000/09

JAERI-Research-2000-050.pdf:4.29MB

BWR燃料と模擬燃料の伝熱特性、特に熱容量及び熱的時定数を検討した。BWR燃料からの単位長さあたりの熱容量cp $$rho$$ A(kJ/mK)は、300$$^{circ}C$$から800$$^{circ}C$$の範囲では、0.34kJ/mKから0.36kJ/mKの範囲にあると見積もられる。模擬燃料の熱容量は、製作上のばらつきの影響、高さ位置の違いの影響は小さく、温度が高いほど大きい。異常時炉心伝熱試験の模擬燃料の熱容量は、600Kで約0.38kJ/mKとなり、この値は実機平均値(0.35kJ/mK)の+9%である。一方、核熱結合試験の模擬燃料の熱容量は、600Kで約0.42kJ/mKとなり、この値は実機平均値の+20%である。熱的時定数は、表面熱伝達率、熱拡散率、ギャップコンダクタンスに関係する。表面熱伝達率が小さい場合、表面熱伝達が伝熱を支配し、熱的時定数は表面熱伝達率に関係する。表面熱伝達率が大きい場合、内部熱伝導が伝熱を支配し、熱的時定数は熱拡散率に関係する。前者の場合、1点近似モデルが成立し、時定数は表面熱伝達率に反比例する。この場合、表面熱伝達率が1kW/m$$^{2}$$Kのとき、BWR燃料、模擬燃料の熱的時定数はそれぞれ約10s、約13sと見積もられた。一方、後者の場合、時定数は表面熱伝達率にかかわらず、熱拡散率に逆比例する一定値に漸近する。この場合、BWR燃料では約5s、模擬燃料では1s以下と見積もられた。ギャップコンダクタンスが小さくなると、ギャップ部の伝熱が支配的になり、この場合熱的時定数はギャップコンダクタンスに関係する。

論文

Negative hydrogen ion source for tokamak neutral beam injector

奥村 義和; 藤原 幸雄; 柏木 美恵子; 北川 禎*; 宮本 賢治; 森下 卓俊; 花田 磨砂也; 高柳 智弘; 谷口 正樹; 渡邊 和弘

Review of Scientific Instruments, 71(2), p.1219 - 1224, 2000/02

 被引用回数:32 パーセンタイル:15.54(Instruments & Instrumentation)

核融合実験炉用の中性粒子入射装置のために、MeV級のエネルギーで数十MWという大出力負イオンビームが要求されている。国際協力のもとで6年間に及び研究開発を進めた結果、最大の課題であった1MeVの加速を実証するとともに、JT-60用負イオン源において世界最大出力の負イオンビーム(360keV,18.5A,6.7MW)の生成に成功した。負イオン源の長パルス化においても、140時間の連続運転を行い、フィラメントの寿命やセシウムの消費量においても十分に実用に耐えることを実証した。

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