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論文

EBR-II passive safety demonstration tests benchmark analyses; Phase 2

Briggs, L.*; Monti, S.*; Hu, W.*; Sui, D.*; Su, G. H.*; Maas, L.*; Vezzoni, B.*; Partha Sarathy, U.*; Del Nevo, A.*; Petruzzi, A.*; et al.

Proceedings of 16th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-16) (USB Flash Drive), p.3030 - 3043, 2015/08

IAEA主催の「EBR-II炉停止のための熱除去試験に係るベンチマーク解析」研究共同プロジェクトは4年計画のうち3年目となっている。本プロジェクトには11ヶ国19機関がEBR-IIで行われた炉停止のための熱除去試験の内最も厳しい過渡試験の内の2ケースについて解析を実施してきた。ベンチマーク仕様に基づき炉心及び1次主冷却系の解析モデルを構築し解析を実施した。本プロジェクトのPhese 1ではブラインド解析が実施され測定データと比較・評価された。Phase 2では、Phese 1で試験データと合わなかった箇所を検討し解析モデルの改良を実施した。本論文では、最新の解析結果及び残された作業の実施方針を記載した。

論文

Predictive analysis of the ITER poloidal field conductor insert (PFCI) test program

Zanino, R.*; Astrov, M.*; Bagnasco, M.*; Baker, W.*; Bellina, F.*; Ciazynski, D.*; Egorov, S. A.*; Kim, K.*; Kvitkovic, J. L.*; Lacroix, B.*; et al.

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 17(2), p.1353 - 1357, 2007/06

 被引用回数:4 パーセンタイル:68.45(Engineering, Electrical & Electronic)

ITERポロイダル磁場コイル導体インサート(PFCI)は那珂核融合研究所のITER中心ソレノイド・モデル・コイルの中で試験される。主な実験プログラムは、DC性能,ACロス,冷媒の流体特性,安定性及びクエンチ伝播,繰り返し電磁力が与える導体特性への影響を測定することである。これらの実験項目に対して、幾つかの研究機関による解析が行われているので、それらの結果の比較検討を行った。その結果、突然のクエンチは、5.7-6.2K, 45kAにおいて起きると予測される。また、パルス運転時のACロスによる冷媒の温度上昇は巻線部出口において約0.5Kと予測される。これらの結果は実験結果と比較され、PFコイルの性能の正確な予測に用いられる。

論文

Implications of NbTi short-sample test results and analysis for the ITER Poloidal Field Conductor Insert (PFCI)

Zanino, R.*; Bagnasco, M.*; Baker, W.*; Bellina, F.*; Bruzzone, P.*; della Corte, A.*; Ilyin, Y.*; Martovetsky, N.*; Mitchell, N.*; Muzzi, L.*; et al.

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 16(2), p.886 - 889, 2006/06

 被引用回数:7 パーセンタイル:56.71(Engineering, Electrical & Electronic)

那珂核融合研究所においてITERポロイダル磁場コイル導体インサート(PFCI)の実験が予定されている。このため、PFCIの適切な実験プログラムを作成することを目的として、NbTi短尺導体サンプル実験から得られた結果の解析を行った。特に、次の項目について検討を行った;(1)巻線内の導体ジョイントがクエンチする前に導体自身の分流開始温度Tcsを測定できる可能性に関する検討。(2)解析コードMithrandirを用いて短尺導体サンプルの実験結果を解析し、いわゆる突然の又は早期のクエンチの可能性に関する検討。(3)PFCI実験における熱量法によるACロス測定の可能性。検討の結果、Tcs及びACロスの測定は可能であることがわかった。しかし、突然のクエンチについては今後のこれらの検討が必要である。

論文

Experimental results of pressure drop measurement in ITER CS model coil tests

濱田 一弥; 加藤 崇; 河野 勝己; 原 英治*; 安藤 俊就; 辻 博史; 奥野 清; Zanino, L.*; Savoldi, L.*

AIP Conference Proceedings 613, p.407 - 414, 2002/00

国際熱核融合実験炉(ITER)の工学設計活動の一環として、中心ソレノイド(CS)モデル・コイルが日本,欧州,ロシア及び米国の国際協力により、製作され、性能試験が行われた。CSモデル・コイルは、強制冷却型ケーブル・イン・コンジット導体を採用しており、導体内部に4.5Kの超臨界ヘリウムを流して冷却する。導体の圧力損失を調べることは、コイルの熱的な性能及び冷凍機の負荷の観点から、極めて重要である。今回CSモデル・コイルの実験において、ITER実機規模の超伝導導体として初めて、4.5Kの超臨界圧ヘリウムによって圧力損失特性が測定されたので、その結果について報告する。

論文

First test results for the ITER central solenoid model coil

加藤 崇; 辻 博史; 安藤 俊就; 高橋 良和; 中嶋 秀夫; 杉本 誠; 礒野 高明; 小泉 徳潔; 河野 勝己; 押切 雅幸*; et al.

Fusion Engineering and Design, 56-57, p.59 - 70, 2001/10

 被引用回数:16 パーセンタイル:23.92

ITER中心ソレノイド・モデル・コイルは、1992年より設計・製作を開始し、1999年に完成した。2000年2月末に原研に建設されたコイル試験装置への据え付けが終了し、3月より第1回のコイル実験が開始され、8月末に終了した。本実験により、コイルの定格性能である磁場13Tを達成したとともに、コイルに課せられた設計性能が十分に満足されていることを実証することができた。本論文は、上記実験結果につき、直流通電、急速励磁通電、1万回サイクル試験結果としてまとめる。また、性能評価として、分流開始温度特性、安定性特性、クエンチ特性についても言及する。

論文

Progress of the ITER central solenoid model coil programme

辻 博史; 奥野 清*; Thome, R.*; Salpietro, E.*; Egorov, S. A.*; Martovetsky, N.*; Ricci, M.*; Zanino, R.*; Zahn, G.*; Martinez, A.*; et al.

Nuclear Fusion, 41(5), p.645 - 651, 2001/05

 被引用回数:53 パーセンタイル:15.44(Physics, Fluids & Plasmas)

ITERを構成する3群の超伝導コイルでは、中心ソレノイド・コイルが最も高い磁場13Tを0.4T/s以上の速度で急速励起するパルス動作が要求される点で、最も技術的難度の高いコイルである。そこで中心ソレノイド・コイル工学設計の妥当性を確認し、併せてコイルの製作技術を開発する目的で、中心ソレノイド・モデル・コイルの開発が進められてきた。約8年をかけて完成したモデル・コイルの実験がこの程、国際共同作業として原研で実施され、技術開発目標をすべて満足する実験成果と貴重な技術データが得られた。

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