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岩井 紘基; 林 宏一; 毛利 直人; 佐野 一哉; 森下 喜嗣; 重田 達雄*
no journal, ,
新型転換炉原型炉施設(以下、「ふげん」)は、原子炉本体の解体方法として水中解体を予定している。「ふげん」の原子炉本体を構成する構造材について、これらを水中で熱的な切断工法により切断する際に生じる粉じんの気中及び水中への移行挙動に関する実測データを取得してきているが、機械的な切断工法による場合の粉じん挙動との違いは明らかでない。このため、機械的切断工法の代表例としてアブレシブウォータージェット(以下、AWJ)切断工法を対象に、原子炉構造材の水中切断を模擬できる密閉構造の有液面の水槽内で水中切断試験を行い、気中への粉じん移行挙動データを取得するとともに、熱的切断工法であるプラズマアークに関する粉じん移行挙動データとの比較評価を行った。
毛利 直人; 佐野 一哉; 林 宏一; 岩井 紘基; 重田 達雄*
no journal, ,
新型転換炉原型炉施設(ふげん)の廃止措置へのレーザ切断工法の適用を考慮し、レーザ解体時の環境影響評価にかかわる基礎データ取得を目的として、気中雰囲気においてレーザ切断工法による粉じん挙動試験を実施し、粉じん発生量等のデータ取得を行った。その結果、切断速度等の切断条件の違いが粉じん発生量等に与える影響を確認できた。今後は、気中切断試験によりさらにデータを拡充していくとともに、本試験結果を原子炉構造材のレーザ水中切断試験計画に反映し、原子炉水中解体時の環境影響評価にかかわる基礎データを取得していく予定である。
達本 衡輝; 白井 康之*; 塩津 正博*; 堀江 裕輝*; 米田 和也*; 松澤 崇之*; 小林 弘明*; 成尾 芳博*; 稲谷 芳文*; 茂田 宏樹*; et al.
no journal, ,
ケーブルインコジット導体(CICC)のような直接冷却方式の超伝導導体内の冷却特性を解明するために、円管流路内の中心軸上にPtCo製の直径1.2mm、長さ60mmから200mmのワイヤ発熱体を用いて、サブクール液体水素の強制流動下における核沸騰限界熱流束を測定した。圧力条件は0.4MPaから臨界圧力よりわずかに低い1.1MPaまでとし、流速をパラメータとして16m/sの範囲まで変化させた。非沸騰域の熱伝達はDittus-Boelter式で予測される値と一致したが、流速が遅い領域では層流と自然対流の影響のため、実験結果は従来の相関式より大きくなった。核沸騰熱伝達は同一圧力条件下では流速に依存しないが、圧力が高くなるにつれて向上した。強制対流下での核沸騰の限界値であるDNB熱流束は円管の場合と同様に低流速域では流速に比例し、高流速域側では、その増加傾向は小さくなった。このしきい値とDNB熱流束の流速依存性はウェーバー数(We)で整理でき、代表長さに加熱等価直径を用いることにより、既に円管で導出したDNB熱流束相関式で実験結果を記述できることを確認した。