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論文

Characteristics of heat transfer inside tube during sodium-water reaction in FBR steam generator

栗原 成計; 大島 宏之; 門出 政則*

Heat Transfer-Asian Research, 39(8), p.628 - 633, 2010/12

高速炉蒸気発生器では、伝熱管損傷による水漏えいでナトリウムと水とが化学反応を起こし伝熱管損傷範囲が拡大する可能性がある(ナトリウム-水反応)。ナトリウム-水反応時の高精度予測には伝熱管内部の伝熱特性を理解することが重要であるため、高周波誘導加熱装置による急速加熱試験を実施した。実験では試験体加熱部の3断面で周方向の異なる2か所において伝熱管壁の温度変化を測定し、逆解法を用いて急速加熱時の内表面熱流束及び温度を評価した。実測した外表面熱流束と逆問題による評価値を比べ20%以内の精度で評価できることを確認した。内表面の伝熱特性は質量流量の影響を強く受け、内表面では加熱時に核沸騰から遷移・膜沸騰へ推移し、加熱制御時に核沸騰へ戻ることを確認した。遷移沸騰域では沸騰曲線で左回りのサイクルが現れており、核沸騰と膜沸騰が時間変化に対して空間的に共存した状態となっている。併せて、高温ラプチャに適用できる伝熱相関式を確認した。

論文

高速炉蒸気発生器におけるナトリウム-水反応時の水側伝熱特性

栗原 成計; 大島 宏之; 門出 政則*

日本機械学会論文集,B, 76(763), p.442 - 444, 2010/03

高速炉蒸気発生器では、伝熱管損傷による水漏えいでナトリウムと水とが化学反応を起こし伝熱管損傷範囲が拡大する可能性がある(ナトリウム-水反応)。ナトリウム-水反応時の高精度予測には伝熱管内部の伝熱特性を理解することが重要であるため、純水を、内部圧力11.2$$sim$$13.4MPa,初期サブクール水温度200$$^{circ}$$C,質量流束45.7$$sim$$3630kg/(m$$^{2}$$s)の条件で流し、高周波誘導加熱装置による急速加熱試験を実施した。実験では試験体加熱部の3断面で周方向の異なる2か所において伝熱管壁の温度変化を測定し、逆解法を用いて急速加熱時の内表面熱流束及び温度を評価した。実測した外表面熱流束と逆問題による評価値を比べ、20%以内の精度で評価できることを確認した。内表面の伝熱特性は質量流量の影響を強く受け、内表面では加熱時に核沸騰から遷移-膜沸騰へ推移し、加熱制御時に核沸騰へ戻ることを確認した。遷移沸騰域では沸騰曲線で左回りのサイクルが現れており、核沸騰と膜沸騰が時間変化に対して空間的に共存した状態となっている。併せて、高温ラプチャに適用できる伝熱相関式を確認した。

論文

高速炉蒸気発生器における垂直円管内の伝熱特性

栗原 成計; 門出 政則*

日本原子力学会和文論文誌, 8(2), p.102 - 109, 2009/06

高速炉蒸気発生器における垂直管下降流での流動状況と熱伝達との関連を明らかにするために実験研究を行った。実験は、初期圧11.2$$sim$$13.4MPa,初期水温200及び300$$^{circ}$$C,質量流量0.021$$sim$$1.67kg/sの条件で行った。模擬伝熱管は高周波にて加熱され、時間平均熱流束は管壁に埋め込んだ3断面における2点の温度データから逆問題解法により推定し、外表面熱流束に対して20%以内の推定誤差であることを確認した。また、伝熱特性については質量流量に強く依存し、高質量流量域では沸騰曲線上を右周りのサイクルを描きながら安定した核沸騰が形成され、その傾きは常に$$dq/d$$$$Delta$$$$T$$$$>$$0であることがわかった。また、低質量流量域において、内壁面の沸騰状況は加熱中では$$dq/d$$$$Delta$$$$T$$$$>$$0から$$dq/d$$$$Delta$$$$T$$$$<$$0へ遷移し、加熱中断中に$$dq/d$$$$Delta$$$$T$$$$<$$0から$$dq/d$$$$Delta$$$$T$$$$>$$0へ戻ること、$$dq/d$$$$Delta$$$$T$$$$<$$0の傾きを持つ遷移沸騰域では、核沸騰と膜沸騰が共存し、時間的・空間的にその割合が変化しているため、本実験において沸騰曲線で左周りのサイクルを描くことを明らかにすることができた。

論文

衝突噴流熱伝達特性の実験的解明とJSNS用モデレータ設計への応用

麻生 智一; 門出 政則*; 佐藤 博; 日野 竜太郎; 達本 衡輝; 加藤 崇

日本原子力学会和文論文誌, 5(3), p.179 - 189, 2006/09

J-PARCのMW級核破砕中性子源(JSNS)では、水素(液体又は超臨界)をモデレータ材料として用いる。水素モデレータは過酷な中性子場による核発熱条件下にあり、モデレータ容器の効率的な冷却が要求される。そこで、衝突噴流による冷却特性に着目し、水素の温度上昇を抑えて水素密度が大きく変化しないように容器構造と流動条件を検討することとした。容器壁のある閉空間における衝突噴流による熱伝達特性を評価するために、2次元定常熱伝導の逆問題解を用いた熱伝達率を求める手法を導入し、JSNSモデレータの円筒型容器を模擬した試験体による実験結果から、熱伝達率分布は、壁のない水平平板に対する分布と異なり、容器壁の影響によって噴流Re数の増加に伴い容器壁周辺の熱伝達率が増加し、モデレータ容器底面r=0$$sim$$70mmの範囲における平均ヌセルト数Nuavは、ノズル高さH/d$$<$$0.4の場合、管内強制対流熱伝達のDittus-Boelterの式の2.5倍以上となることを明らかにした。そして、中性子性能や液体水素の強制循環に影響を及ぼさないような実機運転条件を評価した。

論文

Estimation of JSNS moderator flowing condition based on impinging jet heat transfer

麻生 智一; 門出 政則*; 佐藤 博; 達本 衡輝; 加藤 崇; 池田 裕二郎

LA-UR-06-3904, Vol.2, p.385 - 394, 2006/06

J-PARCのMW級核破砕中性子源(JSNS)では、水素をモデレータ材料として用いる。水素モデレータは過酷な中性子場による核発熱条件下にあり、モデレータ容器の効率的な冷却が要求される。水素密度が大きく変化しないように衝突噴流による容器冷却を提案したが、モデレータ容器内の狭い空間内における衝突噴流部の熱伝達特性が不明だったため、水による実規模モデルのモデレータ容器を用いた熱伝達実験を実施した。2次元定常熱伝導の逆問題解を円筒座標系に適用し、熱伝達率を求める手法を確立して容器内熱伝達特性を把握するとともに、中性子性能や液体水素の強制循環に影響を及ぼさないような運転条件を評価した。

論文

陽子加速器を用いた新しい中性子源とその利用

日野 竜太郎; 横溝 英明; 山崎 良成; 長谷川 和男; 鈴木 寛光; 曽山 和彦; 林 眞琴*; 羽賀 勝洋; 神永 雅紀; 数土 幸夫*; et al.

日本機械学会誌, 107(1032), p.851 - 882, 2004/11

中性子は物質科学,生命科学等の先端的科学研究を推進するうえで不可欠であり、より大強度の中性子源が強く要望されている。この要望に応えるため、日米欧においてMW級陽子ビームによる核破砕反応を利用した新しい中性子源の開発・建設が進められている。我が国では、日本原子力研究所と高エネルギー加速器研究機構が共同で核破砕中性子源の建設を中核とした大強度陽子加速器計画を進めている。本計画における核破砕中性子源は既存の研究炉(JRR-3)よりも中性子強度が2桁以上高い性能を有しており、先端的科学研究を推進するとともに、中性子利用による新産業創出に貢献することを目的としている。本小特集号では、大強度陽子加速器計画の核破砕中性子源において、何ができるのか,何に使えるのか,何がわかるのか,何に役立つのかを具体的に示し、核破砕中性子源の設計・開発・製作状況を液体重金属技術等の基盤技術とともに紹介する。併せて、世界最高強度・性能の陽子加速器システム及び大強度中性子の利用系における新技術・知見を紹介する。

論文

核破砕中性子源用減速材容器内の衝突噴流挙動; 可視化と熱伝達予備実験

麻生 智一; 佐藤 博; 神永 雅紀; 日野 竜太郎; 門出 政則*

可視化情報学会誌, 23(Suppl.2), p.13 - 16, 2003/10

J-PARCのMW級核破砕中性子源(JSNS)では、水素(液体又は超臨界)をモデレータ材料として用いる。水素モデレータは過酷な中性子場による核発熱条件下にあり、減速材容器の効率的な冷却が要求される。そこで、水素密度が大きく変化しないように衝突噴流による容器冷却を採用した。減速材容器は約1.5Lの円筒容器である。この小さい空間内における衝突噴流挙動を把握するためにPIVを用いて水による可視化実験を行った(噴流レイノルズ数Re$$sim$$10000)。また、衝突噴流部の熱伝達特性を実験的に求めるために、これまで用いた限界熱流束実験を参考にした板状ヒータを、減速材容器底面全体を伝熱体とした試験体に改良し、実現象に近づけて熱ロスを抑えた測定を実施した。流動解析結果は流れ場の状況をよく再現したが、熱伝達率については実験と解析結果で差が生じた。乱流モデルや壁関数が要因と推定される。

論文

核破砕中性子源用結合型減速材容器の熱流動実験及び解析評価

麻生 智一; 佐藤 博; 神永 雅紀; 日野 竜太郎; 門出 政則*

日本機械学会関東支部茨城講演会(2003)講演論文集(No.030-3), p.45 - 46, 2003/09

J-PARCのMW級核破砕中性子源(JSNS)では、水素(液体又は超臨界)をモデレータ材料として用いる。水素モデレータは、過酷な中性子場による核発熱条件下にあり、減速材容器の効率的な冷却が要求される。そこで、水素密度が大きく変化しないように衝突噴流による容器冷却を採用した。減速材容器は約1.5Lの円筒形である。まず、小さい空間内における衝突噴流挙動を把握するためにPIVを用いて水による可視化実験を行った。併せて、衝突噴流部の熱伝達特性を実験的に求めた。噴流管高さと内径の比が1.0では、流動解析結果は流れ場の状況及び熱伝達率をよく再現した。

論文

Thermal-hydraulic design of J-PARC cold moderators

麻生 智一; 佐藤 博; 神永 雅紀; 日野 竜太郎; 門出 政則*

Proceedings of ICANS-XVI, Volume 2, p.935 - 944, 2003/07

J-PARCの核破砕ターゲットシステムでは、高い中性子強度・パルス性能を同時に実現できる扁平型構造の非結合型モデレータ、及び、高強度冷中性子ビームを広い立体角すなわち多くの利用者に供給可能な円筒型構造の結合型モデレータを設置する。超臨界水素(1.5MPa,20K)の使用を視野に入れた冷減速材の設計においては、容器構造設計とともに、容器内流動の妥当性を最適化する必要がある。扁平型及び円筒型冷減速材容器に関して、アクリル製の模擬容器を用いた水による可視化流動実験を行い、再循環流や流れの停滞域などの流動場を明らかにした。流動解析結果と実験を比較し、解析コードを検証した。これにより容器構造に対する実機容器内水素の温度分布の予測が精度よく可能となった。

論文

Thermal-hydraulic experiments and analyses for cold moderators

麻生 智一; 神永 雅紀; 日野 竜太郎; 門出 政則*

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

核破砕ターゲットシステムにおいて、超臨界水素を用いる冷減速材は中性子強度やパルス性能などの中性子性能に直接影響する重要な機器である。J-PARCでは、高い中性子強度・パルス性能を同時に実現できる扁平型構造と、大強度冷中性子ビームを広い立体角、すなわち多くの利用者に供給可能な円筒型構造の冷減速材容器をターゲットシステムに設置する予定である。いずれも高圧低温の液体水素を流動させるために、超臨界水素条件(1.5MPa,20K)までを視野に入れた構造設計とともに、中性子性能を低下させる局所の水素温度上昇を防止するように容器内流動を最適化する必要がある。そこで、扁平型及び円筒型冷減速材容器に関して、水による可視化流動実験をアクリル製の模擬容器を用いて行い、再循環流や流れの停滞域などの流動場を明らかにして、流動解析結果と比較評価するとともに、実機容器内液体水素の温度分布を予測した。また、容器底面における衝突噴流の熱伝達特性を予備的に求め、解析コードの検証を行った。以上の結果から、冷減速材設計における工学的な実現性の見通しを得た。

報告書

水を用いた外部冷却による超高限界熱流束の研究; 超高熱流束冷却の実現と限界熱流束の予測精度の改善,原子力基礎研究 H11-004(委託研究)

門出 政則*; 光武 雄一*; 石田 賢治*; 日野 竜太郎

JAERI-Tech 2003-013, 56 Pages, 2003/03

JAERI-Tech-2003-013.pdf:2.8MB

次世代原子力機器での100MW/m$$^{2}$$オーダーの超高熱流束除熱技術の確立を目的として、高サブクール衝突噴流冷却による超高限界熱流束の実現の可能性を実証するための実験的研究を、噴流速度5~60m/s,系圧力0.1~1.0MPa,噴流サブクール度80~170Kの範囲で行った。その結果、限界熱流束の最大値として、圧力0.5MPa,サブクール度151K,噴流速度35m/s,加熱面長さ5mmの条件で212MW/m$$^{2}$$が達成された。なお、大気圧条件下の限界熱流束は、気液界面での気体分子運動論に基づく理論上の最高熱流束の48%まで到達し、従来の最高値30%に対して60%も向上できた。本研究の結果、衝突噴流による超高熱流束冷却の実現の可能性が示された。

報告書

Analytical study of narrow channel flow for a spallation target system design

Islam, M. S.*; 寺田 敦彦*; 木下 秀孝; 日野 竜太郎; 門出 政則*

JAERI-Tech 2001-044, 49 Pages, 2001/07

JAERI-Tech-2001-044.pdf:2.49MB

十分に発達した乱流域での水の熱伝達と圧力損失特性について高さ1.2mmの狭隘矩形流路内で2次元的に解析を行った。流路形状や流動条件は核破砕ターゲットシステムにおける陽子ビーム窓や固体ターゲット模擬した。解析は高レイノルズ数モデルの標準$$k-varepsilon$$モデルとRNG$$k-varepsilon$$モデルを用い、壁関数を利用してレイノルズ数(Re)が7,000~22,000の範囲で行った。熱伝達特性に関しては標準$$k-varepsilon$$モデルで得られたヌセルト数がDittus-Boelterの式とよく一致した。しかし、摩擦係数に関してはリブのついた管における値を再現しなかった。また、二つの乱流モデルで計算される摩擦係数に大きな違いはなく、ブラジウスの式の値とよく一致した。

論文

Experimental study on heat transfer augmentation for high heat flux removal in rib-roughened narrow channels

M.S.Islam*; 日野 竜太郎; 羽賀 勝洋; 門出 政則*; 数土 幸夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 35(9), p.671 - 678, 1998/09

 被引用回数:15 パーセンタイル:75.72(Nuclear Science & Technology)

大強度核破砕中性子源となる固体ターゲット板に発生する高熱流束を除去するためのターゲット冷却流路の設計に資することを目的として、0.2mmの高さの矩形リブをピッチと高さの比(p/k)が10と20の条件で設けた片面一様加熱の狭隘矩形流路の乱流域における圧力損失及び熱伝達特性を実験的に調べ、それらの実験式をレイノルズ数(Re)が、2,400~98,500の範囲で導出した。高さ1.2mmの流路においてp/kが10の場合、Re数が8,000~30,000の範囲でリブのない平滑な流路よりも圧力損失は2倍、熱伝達率は2~2.5倍増大した。流路高さが3.2mmの場合には、圧力損失及び熱伝達率は平滑な流路よりも大きいものの、高さが1.2mmの場合よりも低い結果を得た。

報告書

Experimental study on heat transfer augmentation for high heat flux removal in rib-roughened narrow channels

M.S.Islam*; 日野 竜太郎; 羽賀 勝洋; 門出 政則*; 数土 幸夫

JAERI-Tech 97-032, 49 Pages, 1997/07

JAERI-Tech-97-032.pdf:1.53MB

片面均一加熱の矩形リブ付き狭隘流路の乱流域における摩擦損失計数と熱伝達率を実験的に調べ、実験データを基にしてそれらの実験式を導出した。実験は、リブピッチと高さの比(p/k)が10及び20(リブ高さは0.2mm)の条件で、流路高さ(H)を1.2mm、2.97mm、3.24mmと変えて行った。熱伝達率はリブのない平滑な流路よりも2倍以上向上するが、Re数が5000以上で、p/kが10、流路高さが1.2mmの場合には、圧力損失が2.8~4倍増大した。流路高さが1.2mmの実験結果は、H=3.24mmの場合よりも高い熱伝導率と摩擦損失計数を示した。得られた成果は、大強度陽子加速器システムにおいてターゲット板に発生する12MW/m$$^{2}$$の高熱流束を除去するためのターゲット冷却材流路の設計に役立つものと考えられる。

報告書

Heat transfer augmentation for high heat flux removal in rib-roughened narrow channels

M.S.Islam*; 日野 竜太郎; 羽賀 勝洋; 門出 政則*; 数土 幸夫

JAERI-Tech 97-008, 46 Pages, 1997/03

JAERI-Tech-97-008.pdf:1.43MB

1.5MWの陽子ビームを受けるターゲットでは最高12MW/m$$^{2}$$の高熱流束を発生し、それを除去するためにターゲットの冷却材流路である矩形狭隘流路の伝熱促進は極めて重要な工学技術である。本報告では、片面加熱のリブ付き狭隘矩形流路の熱伝達率と摩擦損失係数を従来の実験式を用いて評価した。このとき、リブのピッチ(p)と高さ(k)の比(p/k)を10~30、また、リブ高さと等価直径(De)の比(k/De)は0.025~0.1で与えた。リブ付き伝熱面は、Re=10000、p/k=10、k/De=0.1のとき、平滑な面よりも熱伝達率が約4倍向上することが示された。このような熱伝達率の向上により、12MW/m$$^{2}$$という極めて高い熱流束においても、流動不安定を引き起こす沸騰を生じることなく熱除去が可能なことが分かった。このようなリブ付き矩形狭隘流路の伝熱促進をターゲット冷却と同じ水流動条件下でさらに詳細に調べるための試験装置を検討した。

論文

シビアアクシデントに関する熱流動研究の最近の動向

成合 英樹*; 杉山 憲一郎*; 片岡 勲*; 三島 嘉一郎*; 菊地 義弘*; 門出 政則*; 杉本 純; 山野 憲洋; 日高 昭秀; 長坂 秀雄*; et al.

日本原子力学会誌, 39(9), p.739 - 752, 1997/00

 被引用回数:1 パーセンタイル:13.16(Nuclear Science & Technology)

シビアアクシデント時の熱流動は、冷却材喪失事故(LOCA)などに見られる蒸気・水二相流現象に比べ、炉心の大幅な損傷や溶融が伴うことから、溶融炉心と冷却材の相互作用、溶融炉心とコンクリートの反応、水蒸気雰囲気中での核分裂生成物(FP,Fission Product)ガスやエアロゾル、可燃性ガス(水素)の一次系や格納容器内での挙動など、一般に多成分・多相流が関与するとともに、現象として極めて複雑・多様であることに大きな特徴がある。本稿では、重要なシビアアクシデント過程、及び主要な熱流動挙動について概説するとともに、圧力容器内の蒸気爆発、格納容器内の蒸気爆発、エアロゾル挙動、及び解析コードについて、熱流動の観点から詳述している。

口頭

高速炉蒸気発生器におけるナトリウム-水反応を模擬した水側熱伝達率測定試験

栗原 成計; 門出 政則*; 大島 宏之

no journal, , 

ナトリウム冷却高速炉の蒸気発生器伝熱管破損時に発生する可能性のある隣接管高温ラプチャ現象について、その評価手法の高度化に寄与することを目的として、伝熱管内水側熱伝達率測定試験を実施し、低質量流量・高サブクール条件下における管内熱伝達率特性を明らかにした。

口頭

高速炉蒸気発生器伝熱管の急速加熱時の伝熱特性

栗原 成計; 下山 一仁; 門出 政則*; 大島 宏之

no journal, , 

高速炉蒸気発生器において、万一伝熱管破損が生じた場合にはナトリウムと水が発熱反応を起こし、高温・高腐食性のナトリウム-水反応場を形成する。高温反応場にある隣接伝熱管は内圧により破損する可能性があるため、破損評価の予測精度向上のために正確な水側の熱伝達率の測定が必要不可欠である。そこで、低質量流量・高サブクール条件において内壁の熱流束及び温度にかかわる伝熱特性を明らかにするため実験を行った。

口頭

高速炉蒸気発生器におけるナトリウム-水反応時の水側伝熱特性

栗原 成計; 大島 宏之; 門出 政則*

no journal, , 

高速炉蒸気発生器(SG)では、何らかの原因で伝熱管が破損すると伝熱管内を流れる高圧の水/蒸気が低圧のナトリウム(Na)側へ漏えいし、ナトリウムNaと水との発熱反応によって高温,腐食性の反応場ジェットが形成される(Na-水反応)。この高温の反応ジェットに曝される隣接伝熱管は、材料強度が低下し内圧によってラプチャ(高温ラプチャ)する可能性があることから、Na-水反応現象の予測は安全評価上重要である。本研究では、この解析評価手法構築に不可欠となる隣接伝熱管内(水側)の詳細な伝熱特性を把握することを目的として、SG部分負荷運転条件である低質量流量・高サブクール水を通水した伝熱管に対し、伝熱管破損模擬試験装置(TRUST-2)を用いて反応ジェットを模擬した高周波誘導加熱にて急速加熱試験を行った。逆解法を用いて伝熱管内表面温度及び熱流束を正確に推定し、高温ラプチャ評価に対する適切な伝熱相関式を確認した。

口頭

高温面上の液滴衝突時の急速蒸気生成過程

西田 拓弥*; 光武 雄一*; 門出 政則*; 栗原 成計

no journal, , 

濡れ現象を十分に理解するため、高温面へ単一液滴を衝突させた際の蒸気生成過程を観察した。実態顕微鏡と高速度カメラを用いて、190$$sim$$210$$^{circ}$$Cの表面に単一液滴が衝突する過程を撮影した。高温面の材質には銅及び鋼材を用い、液滴のサブクール度を10$$sim$$50Kの範囲で変化させた。プール沸騰での沸騰遷移のように沸騰様相は核沸騰から膜沸騰へ変化し、高温面での蒸気膜が発達する遅れ時間が写真撮影より測定された。液過熱限界温度を超える高温面への液滴接触時に、サブクール度の増加及び低温面に対する固体熱慣性の減少に伴い遅れ時間が増加した。

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