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達本 衡輝; 白井 康之*; 畑 幸一*; 加藤 崇; 塩津 正博*
AIP Conference Proceedings 985, p.665 - 672, 2008/03
液体水素の熱伝達に関する知見は中性子源用モデレータの設計に重要である。本研究では、ポンプを使用せずに強制流動を発生できる実験装置を開発した。その基礎研究として、サブクールの液体窒素を用いて水平円管発熱体における強制対流熱伝達を圧力,温度,流速を種々に変化させて実験を行った。本実験装置で、最大で7m/s流速が得られた。発熱体はステンレス製で、内径5.4mm,長さ100mmの円管発熱体で、その外側はFRPにより断熱されている。非沸騰域の熱伝達係数,DNB熱流束は、流速とサブクール度とともに大きくなる結果が得られた。非沸騰域において、無次元数Nu/Pr
はReの0.8乗に比例する関係が得られた。Reが低くなると、実験結果はその相関関係からずれ、プール中の自然対流熱伝達から得られる値に漸近する結果が得られた。さらに、DNB熱流束を予測する相関式の導出も行い、実験結果を15%以内で表すことができた。
達本 衡輝; 勅使河原 誠; 麻生 智一; 大都 起一; 前川 藤夫; 加藤 崇
AIP Conference Proceedings 985, p.1225 - 1232, 2008/03
JSNSでは、1MW級の核破砕中性子源用モデレータとして超臨界圧水素を採用し、高い中性子性能を得るために3つのモデレータ容器を用いられる。モデレータ容器とその輸送配管は高い放射線場にさらされるため、6年ごとに交換しなければならない。交換の際に、水素配管の取り外し作業だけは、人が行うため、交換位置であるベッセル上部での放射線量を十分下げる必要があり、モデレータの輸送配管の配管径をできるだけ小さくし、幾つかの曲がり部を設ける設計を行った。さらに、20Kに冷却した際に発生する熱収縮による低温配管と常温配管の接触を避けるために、スペーサーを導入した。複雑なモデレータ用水素輸送配管の熱収縮による変形、及び、応力集中を解析コードを用いて評価した。許容応力以下に保ち、かつ、配管の接触を避けられる最適なスペーサーの挿入位置を得ることができた。
Henry, D.*; Michel, F.*; Roussel, P.*; Reynaud, P.*; Journeaux, J. Y.*; Mar
chal, J. L.*; Balaguer, D.*; Roux, C.*; 松川 誠; 吉田 清
AIP Conference Proceedings 985, p.445 - 452, 2008/03
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Thermodynamics)幅広いアプローチ活動のフレームの下で建設する、サテライトトカマクJT-60SA用のクライオプラントを、2014年の運転開始に向けてCEA(フランス)が調達する。JT-60SAの概念設計報告書によれば、保守や改造のためのシャットダウンを除いて、年間少なくも6か月の運転が予定されている。JT-60SAの運転シナリオでは、クライオプラント及び冷媒分配システムは、装置の異なる運転状態に対応する必要がある。クライオプラントはおもに4.5KのHe冷凍機と80Kのガス循環ループからなり、それぞれは液体窒素のプリクーラを有している。これらは、超伝導コイルや80Kサーマルシールド、及びダイバータ用のクライオパネルの入熱を同時に除去しなくてはならない。本文では、まずプロセスフロー図と最新のクライオプラントの設計現状について述べる。続いて、通常運転モードとダイバータクライオパネルの再生運転について言及する。
濱田 一弥; 中嶋 秀夫; 松井 邦浩; 河野 勝己; 高野 克敏; 堤 史明; 奥野 清; 手島 修*; 副島 幸二*
AIP Conference Proceedings 986, p.76 - 83, 2008/03
原子力機構は、ITERの調達準備活動の一環として、トロイダル磁場(TF)コイルと中心ソレノイド(CS)用導体の製作技術の確立に向けた技術開発を行っている。導体は、金属製保護管(ジャケット,TF:14m, CS:7m)を溶接により接続し、TFでは760m、CSでは880mに直線状に長尺化した後、超伝導ケーブルを引き込み、径方向に圧縮成型(コンパクション)して一体化して製作される。これまでの主要な成果として、(1)実機と同じ材料である低炭素型SUS316LNと、ホウ素添加し低炭素化した高マンガン鋼(JK2LB)を用いて、TF及びCS導体ジャケットを製作し、ITERの要求強度及び寸法特性を満足することを確認した。(2)TF及びCS導体ジャケットの突合せ溶接を行い、接合部内面状態が導体に適した形状で制御できる溶接条件を特定した。(3)コンパクション装置を製作し、TF及びCSジャケットをコンパクションし、コンパクション後の断面寸法がITERの仕様通りになることを確認した。以上の結果を総合して、ITER導体の製作に必要な技術が開発された。
出崎 亮; 小泉 徳潔; 杉本 誠; 森下 憲雄; 大島 武; 奥野 清
AIP Conference Proceedings 986, p.169 - 173, 2008/03
ITER超伝導コイル絶縁材として、ガラスクロス/ポリイミドフィルム/エポキシ樹脂の積層材料が使用される。この積層材料は10MGyの高放射線場、かつ4Kの極低温に曝されるため、超伝導コイルシステムを安全かつ安定に運転するうえで、この積層材料の耐放射線性を評価することが不可欠である。本研究では、液体窒素温度(77K)における
線照射によってこの積層材料から発生するガスを調べるとともに、エポキシ樹脂の成分の違いによるガス発生挙動の違いについて検討した。その結果、照射によって発生するガスは水素, 一酸化炭素, 二酸化炭素であること、並びにシアネートエステルを配合したエポキシ樹脂からのガス発生量は、テトラグリシジル-ジアミノフェニルメタン(TGDDM)を配合したエポキシ樹脂の場合と比較して30
40%少ないことが明らかになった。
奥野 清; 中嶋 秀夫; 濱田 一弥; 河野 勝己; 高野 克敏; 堤 史明
no journal, ,
ITERでは2006年11月にパリで日本を含む7極によるITER協定への署名が行われ、ITERはその建設に向けて新たな、そして大きな一歩を踏み出した。ITER計画では、日本には7極の中でも「準ホスト極」として、非常に重要な役割が期待されており、とりわけ超伝導コイルの調達では、これまでの開発実績が広く認められ、Nb
Sn超伝導導体やトロイダル磁場コイルなど、その多くを分担し、日本の貢献分はITER参加極中で最大となっている。超伝導コイルの合計重量は約10,000トンで、その60%がTFコイルである。TFコイル構造物(容器)には高強度のステンレス鋼が使用され、日本は19個分すべてのTFコイル構造物を分担する。これは完成品で約3,800トン、素材レベルでは約10,000トンのステンレス鋼が必要となる。原子力機構ではこれまでに、TFコイル構造物の実規模での素材試作と機械加工技術の実証などを実施し、実機製作に必要かつ合理的な技術を開発している。
