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佐野川 好母
日本原子力学会誌, 35(2), p.139 - 146, 1993/02
第1報では、高温ガス炉のシステムに高温ヘリウムガスタービンを用いると約45%の最大熱効率が得られることを示したが、本報では高温ヘリウムガスタービンに蒸気タービンを加えた複合サイクルによれば、HTTRと同じ運転条件で約55%あるいはそれ以上の最大熱効率が得られることを示す。
佐野川 好母
日本原子力学会誌, 35(1), p.70 - 74, 1993/01
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)高温ガス炉の開発は1957年のドラゴンプロジェクト以来長い歴史を有している。1964年にドラゴン炉が臨界に達してから、米国のフォートセントブレイン炉、ドイツのTHTR-300が建設され運転に成功した。日本では、熱出力30MWのHTTRが建設に入っている。この炉の目的は、将来の高温ガス炉技術及び高温工学の基礎基盤研究を行うと同時に、工業への熱利用の研究を行うことにある。こうした高温の熱の広範囲にわたる利用に加えて、高温ガス炉は安全性に優れ、運転が容易であり、また高温が出せることによってより高い熱効率が得られる可能性を持っている。こうした意味でも、高温ガス炉のシステムに高温ヘリウムガスタービンを導入することは有望であり、その最大熱効率が約45%、あるいはそれ以上になることを示す。
藤井 貞夫*; 秋野 詔夫; 菱田 誠; 河村 洋*; 佐野川 好母
JSME Int. J., Ser. 2, 34(3), p.348 - 354, 1991/00
内管を加熱した環状流路内高熱流束加熱ガス流の伝熱実験を行った。実験では、特に層流と乱流との遷移域に焦点をあてている。本実験条件の範囲では、円管内加熱ガス流において確実に発生する層流化現象の発生は、環状流路においては観察されなかった。しかも、熱流束がある値以上では、下流域の熱伝達率は熱流束には依存しない関係式Nu
=0.071Re
Pr
に従うようになる。以上の実験事実を基に、3つの乱流モデルk-kL-uv、k-
-uv及びk-を取り上げて数値解析を行った結果、k-kL-uvモデルが他の2つのモデルに比べて、実験値とより良好な一致を示すことがわかった。
佐野川 好母
動力, 38(187), p.1 - 8, 1988/00
現在原研では高温工学試験研究炉の建設に向けて、設計、研究開発が進められているが、その意義、炉設計の概要の解説に続いて、高温ガス炉が持つ優れた安全性、高温ガス炉を利用した核熱利用と国際協力について解説を行った。
佐野川 好母; 斎藤 伸三
日本原子力学会誌, 29(7), p.603 - 613, 1987/07
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)高温ガス炉の特徴について高い固有の安全性、高温熱供給、燃料の高い燃焼度に関して例示しつつ説明し、海外における運転中の高温ガス炉及び西独、米国において設計が進められているより固有の安全性の高いモジュラー炉について解説した。
佐野川 好母
JAERI-M 86-192, 247 Pages, 1987/01
高温ガス用黒鉛構造物に関する重要な問題を明確にし、将来のR&D計画の方向付けを行なう事が重要である。このため、黒鉛構造物に関する開発技術及び経験の状況を互いに比較・検討する国際的な討論の場として、IAEA IWGGCR(Internaational Working Group on Gas-Cooled Reactors)の枠の下で、「黒鉛構造物の設計」に関する専門家会議が昭和61年9月8~11日、日本原子力研究所東海研究所において開催された。本報は、会議における発表論文をまとめたものである。
菱田 誠; 秋野 詔夫; 小川 益郎; 功刀 資彰; 河村 洋; 佐野川 好母; 岡本 芳三
機械の研究, 39(1), p.154 - 160, 1987/01
日本原子力研究所では高温ガス炉(VHTR)の開発を行ってきた。VHTRは冷却材の出口温度が950
Cと高温であり、その構成要素となる高温機器の開発に当たっては伝熱の関係する問題も多い。図1に炉の設計例を示すが、開発すべき高温機器の例としては、燃料体、炉床部構造物、高温配管等が挙げられる。本報ではこれらの高温機器に関して行ってきた研究発表の内、以下の項目について得られた成果について報告する。(1)燃料体に関する伝熱と流れ。1)円管内ガス流を強加熱した場合の層流化。2)環状流路の熱伝達と圧力損失。3)燃料体の伝熱流動特性。(2)高温配管の断熱特性。(3)高温プレナムブロックにおける冷却材の混合。
斎藤 伸三; 佐野川 好母
Int.Nuclear Engineering Symp.On Development and Use of Next Generation Small and Medium Size Power, p.125 - 162, 1987/00
日本における高温ガス炉計画は原子力製鉄を目的として出発し、原研ではVHTRの設計及び関連研究開発を実施してきた。 然るに、近年核熱利用のニーズが必ずしも明確でなく、原子力委員会は高温ガス炉研究開発計画専門部会を設け、今後の計画を検討した。 その結果、VHTRに代り、照射機能をも有した高温工学試験研究炉の早期建設が提言された。 高温工学試験研究炉の主要仕様、燃料、冷却系、照射設備、安全上の考え方、タイムスケジュール等を紹介する。
安野 武彦; 佐野川 好母
原子力工業, 32(10), p.49 - 53, 1986/00
原研の大型構造機器実証試験ループ(HENDEL)の現状を報告した。まずマザー・アダプターセクションの建設と運転について述べ、現在試験を進めている燃料体スタック実証試験部と炉内構造物実証試験部の構造と成果の概要を紹介した。併せて、原子力委員会の「高温ガス炉研究開発計画専門部会」の中間報告ならびに原研における今後の計画について説明した。
井岡 郁夫; 國富 一彦; 菱田 誠; 田中 利幸; 下村 寛昭; 佐野川 好母
JAERI-M 85-056, 18 Pages, 1985/05
大型構造機器実証試験ループ(HENDEL)には、繊維系の内部断熱層を設けた高温配管が設置してある。この配管の断熱性能を把握することを目的として、昭和57年度から実施したHENDELの運転で、耐圧管表面温度・熱流束・有効熱伝導率の計測を行ってきた。本報では、伝熱コードAYERを用いて過渡時の温度分布を解析し、高温配管の内部断熱層の温度伝導率等を求め以下の結果を得た。温度伝導率:1.5
10
(m
/s) 比熱:1.16(KJ/Kg.K)
國富 一彦; 井岡 郁夫; 梅西 浩二*; 菱田 誠; 田中 利幸; 下村 寛昭; 佐野川 好母
JAERI-M 85-008, 20 Pages, 1985/02
大型構造機器実証試験ループ(HENDEL)には、耐圧管の内側に繊維系断熱材を設けた高温配管が設置してある。この配管の断熱性能を把握することを目的として、昭和57年度から実施したHENDELのNO1~NO6サイクルの運転では耐圧管表面温度、熱流束等の計測を行ってきた。この熱流束の計測には薄膜の熱流束計を用いてきたが、昭和58年5月~7月にかけて行ったNO8~NO9サイクルの運転では、さらに詳細な熱流束を計測するために、耐圧管の周囲に空冷ダクトを設置し耐圧管表面を強制冷却することにより耐圧管表面からの放散熱量を求めた。本報は、空冷ダクト試験装置の概要について述べると共に、NO8~NO9サイクルの運転の試験結果をまとめたものである。
滝塚 貴和; 蕪木 英雄; 功刀 資彰; 佐野川 好母
JAERI-M 84-222, 20 Pages, 1984/12
多目的高温ガス炉の炉心では、積み重ねられた黒鉛燃料要素段間の接触面ギャップを通して1次冷却材のクロス流れが発生する。クロス流れは炉心熱流動特性低下の原因となるため、重要な研究課題となっている。実験炉の燃料要素について、クロス流れの流動性を明らかにし、炉心設計に用いる実験式を導くため、実寸大の2ブロックモデルによる実験を行った。実験では、常温、大気圧の空気を用い、ブロック接触面ギャップを通るクロス流れの流量と圧力差を測定した。本報では、2ブロッククロス流れ実験装置の概要及び実験条件の検討について述べる。
佐野川 好母; 井沢 直樹; 河村 洋; 奥 達雄; 戸根 弘人
JAERI-M 84-190, 177 Pages, 1984/10
本報告は、昭和57年度と58年度における高温工学部の研究開発を述べたものである。当部の研究開発は主として多目的高温ガス実験炉、核融合炉に関するものであり、伝熱、流体力学、構造工学、材料試験、計算コードの開発、ヘンデルの運転、ヘンデルの燃料体スタック実証試験部(T
)による試験で得た主要な研究成果を記載した。
近藤 康雄; 田所 啓弘; 菱田 誠; 岡本 政治; 田中 利幸; 佐野川 好母
JAERI-M 84-179, 54 Pages, 1984/10
多目的高温ガス炉に用いられる高温配管において、内部断熱層内の仕切板が破損したときに生じる透過流れを解析する計算機プログラムを開発した。本プログラムは、仕切板で区切られた一層の断熱層を一相系二次元モデルで取扱った。断熱層内の流体運動はDarcy則を適用し、断熱層内の流体の温度は局所的に断熱層の温度に等しいと仮定した。運動方程式及びエネルギー方程式の数値解に当たっては加速リープマン法を適用し、解の発散を避けるために中央差分を用いた。断熱層内の対流が定常状態、又は強制対流の大きさが自然対流に比べてかなり大きい擬定常状態においては解は速やかに収束した。入力データ、出力データ及びそのフォーマット及びプログラムの各要素とそれぞれの機能を付録に説明した。
日野 竜太郎; 秋野 詔夫; 稲垣 嘉之; 佐野川 好母; 岡本 芳三
JAERI-M 84-158, 99 Pages, 1984/09
原子炉で発生する熱を発電やプロセスなどの利用系に伝達するための、炉心及び冷却系を流れる流体の流れは、原子炉の熱除去特性を把握するためにも極めて重要である。このような冷却流体の流れを明らかにするためにも、圧力および流速などの測定に先立って、予め流れの模様を可視化(Flow Visualization)することが、しばしば行われている。本報告は、このような可視化の手法の中、特に原子炉内の流体の流れを把握するに必要な可視化手法について、その基礎的手法と応用事例を列記したものである。
戸根 弘人; 滝塚 貴和; 河村 洋; 武藤 康; 奥 達雄; 佐野川 好母; 岡本 芳三
JAERI-M 83-227, 74 Pages, 1984/02
高温ガス冷却炉を使用した構成機器について、核熱エネルギー利用の見地よりみたシステム構成例及び高温工学の分野における限界技術課題として、高温層流化、高温断熱、高温材料強度、核融合炉などについて、トピカルにその課題例をまとめたものである。
菊地 賢司; 佐野川 好母; 大熊 嗣男*; 井川 博雅
Eng.Fract.Mech., 19(6), p.1013 - 1024, 1984/00
両端で球面座と球面接触する黒鉛短柱の破壊強度を調べた。このような構造は、VHTR炉心支持ポストにみられる。その結果、球面接触部の半径の組み合せ、黒鉛短柱の細長比、黒鉛短柱の傾き角が破壊強度に及ぼす効果が明らかにされた。また、体積効果や酸化による細長比の変化について議論している。
安東 俊郎; 太田 充; 佐野川 好母
日本原子力学会誌, 26(12), p.1020 - 1024, 1984/00
被引用回数：1 パーセンタイル：89.82(Nuclear Science & Technology)日本原子力研究所において実施されている核融合に関する伝熱・流動研究の現状を紹介する。プラズマ閉じ込めに関する研究では、プラズマから第1壁への入熱評価について述べ、臨界プラズマ試験装置に関しては第1壁や真空容器の熱的問題、中性粒子入射加熱装置や高周波加熱装置の除熱について述べる。核融合炉研究に関しては、炉設計、超電導コイルや高熱流束コンポネントの開発およびブランケットの除熱に関する研究について述べる。
菊地 賢司; 二川 正敏; 滝塚 貴和; 蕪木 英雄; 佐野川 好母
日本原子力学会誌, 26(7), p.977 - 987, 1984/00
多目的高温ガス実験炉の炉床部では、漏れ流量を減少させるため、炉心周囲からの拘束力により黒鉛ブロックを締め付けてブロック間すき間を狭くしたり、すき間にシール要素を置いている。そこで、1/2.75スケールの炉床部構造の試験体を製作して、ブロック間のすき間や相対段差と炉心拘束力の関係、試験体傾斜角と炉心拘束力の関係、シール要素の漏れ流れ特性を調べた。その結果、以下のことが明らかになった。(1)炉心拘束力は、高温プレナムブロック間のすき間を減少させるのにかなり効果があるが、高温プレナムブロックと固定反射体間のすき間に対してはほとんど影響がなかった。(2)高温プレナムブロックや固定反射体間に水平に設置された黒鉛シール要素は、流路のすき間流れを約1/3に減少させた。
菊地 賢司; 根本 政明*; 蕪木 英雄; 佐野川 好母; 川口 勝之*; 小野 重治*
日本原子力学会誌, 26(4), p.70 - 79, 1984/00
VHTRの高温構造要素には、炉の構造上、機器の熱膨張、冷却材の流体振動、地震力により相対摺動や部材相互がぶつかり合うことがあるため、それらの部材の異常な磨耗、焼けつき、破損を防ぐ必要がある。本報告では、高温部材の1つであるNi基耐熱合金鋼(ハステロイX-R)及びその摺動面にコーティングした摺動試片の1000C、0.2~4.1MPaの高温高圧Heガス中における摩擦・磨耗を調べた結果、次のことが明らかとなった。(1)ハステロイX-R同士の摩擦係数は、Heガス中のO
分圧が高いほど低下する。(2)ZrOCaC,ZrO-YO
コーティング材とハステロイX-Rの摺動では、物質の相互移着が認められた。(3)コーティング材同士の摺動ではZrO-CaC,ZrO-YO,TiCが安定な特性を示した。
