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達本 衡輝; 白井 康之*; 塩津 正博*; 畑 幸一*; 成尾 芳博*; 小林 弘明*; 稲谷 芳文*; 木下 勝弘*
AIP Conference Proceedings 1434, p.747 - 754, 2012/06
被引用回数：15 パーセンタイル：96.07(Physics, Applied)内径が3mmと6mmの水平支持円管発熱体を用いて0.7MPaの液体水素を強制流動させた場合の熱伝達特性を液温と流速をパラメータして測定した。非沸騰域の熱伝達は従来のDittus-Boelter式とよく一致することが明らかになった。流速及びサブクールが大きく、内径が大きくなると、核沸騰開始点と核沸騰限界熱流束は増加した。水平支持の場合の核沸騰限界熱流束は、鉛直支持の場合に比べて小さくなるが、内径が小さい3mmの場合では、支持方向に依存しないことが明らかになった。さらに、実験結果は、導出した核沸騰限界熱流束により記述できることを明らかにした。
達本 衡輝; 麻生 智一; 大都 起一; 上原 聡明; 櫻山 久志; 川上 善彦; 二川 正敏
AIP Conference Proceedings 1434, p.391 - 398, 2012/06
被引用回数：1 パーセンタイル：44.34(Physics, Applied)陽子ビーム1MW時において、J-PARC核破砕中性子源の水素モデレータ容器内で発生する核発熱は約3.8kWであり、この大きな熱負荷を除去するために、大容量の超臨界圧低温水素を安定に強制循環させる低温水素システムを製作した。陽子ビームの入射・停止時における大きな圧力変動を抑制するために、ヒータによる熱補償制御とアキュムレータによる容積変動制御を併用した圧力制御機構を開発し、安定な120kW陽子ビーム運転を実施してきた。しかしながら、2010年2月にこのアキュムレータのベローズ部において、内部リークがみつかり、復旧に数か月かかると見積もられたが、早急に120kWの陽子ビーム運転を再開する必要があった。そこで、120kW陽子ビーム時の核発熱は450Wと比較的小さいので、ヒータのみでその圧力変動を制御できるか検討を行った結果、一部改造することにより、運転可能な見通しを得ることができた。120kW陽子ビーム入射時において性能評価試験を実施し、圧力変動は設計値以下の40kPaに抑制できることを確認し、その後の2か月にわたる共用運転を実施した。
達本 衡輝; 麻生 智一; 大都 起一; 上原 聡明; 櫻山 久志; 川上 善彦; 加藤 崇; 二川 正敏
AIP Conference Proceedings 1434, p.368 - 375, 2012/06
被引用回数：3 パーセンタイル：71.06(Physics, Applied)J-PARC核破砕中性子源では、1MW陽子ビーム運転時において、水素モデレータ容器内で発生する核発熱は約3.8kWであり、この大きな熱負荷を除去するために、大容量の超臨界圧低温水素を安定に強制循環させる低温水素システムを製作した。陽子ビームの入射・停止時における大きな圧力変動を抑制するために、ヒータによる熱補償制御とアキュムレータによる容積変動制御を併用した圧力制御機構を開発し、120kW陽子ビーム運転において、その圧力制御機構の妥当性を確認した。しかし、2010年2月にアキュムレータのベローズ部で内部リークが見つかった。アキュムレータのサイズが大きかったので、メンテナンスハッチからの取り出しが難しく、低温水素システムの一部を解体する必要があった。そこで、容易に交換可能な小型のアキュムレータを新たに設計し、33%の小型化に成功した。120kW陽子ビームを用いた特性試験により、設計どおりの性能を有することを確認した。
井口 将秀; 齊藤 徹; 河野 勝己; 高野 克敏; 堤 史明; 千田 豊; 中嶋 秀夫
AIP Conference Proceedings 1435, p.70 - 77, 2012/06
被引用回数：3 パーセンタイル：71.06(Physics, Applied)ITERに使用される超伝導磁石用構造材料は液体ヘリウム温度(4K)にて運転されるため、4Kにおける材料強度評価は必要不可欠である。しかし、4Kでの材料強度評価試験には多大な労力を要するため、効率化のために原子力機構は比較的容易に得ることができる室温強度評価結果と材料の炭素及び窒素の含有量をパラメータとする2次曲線を使用した強度予測式の研究開発を行い、JSME規格の策定に貢献した。本発表ではITER TFコイル実規模試作において鍛造及び熱間圧延によって製作された窒素添加強化型316LNステンレス鋼にこの予測式を適用し、その予測精度について検討を行った。その結果、材料の炭素及び窒素含有量によって使用する予測式により、室温の強度評価結果から4Kでの強度を精度よく予測できることがわかった。本発表ではこの検討結果について発表する。
濱田 一弥; 河野 勝己; 齊藤 徹; 井口 将秀; 中嶋 秀夫; 手島 修*; 松田 英光*
AIP Conference Proceedings 1435, p.55 - 62, 2012/06
被引用回数：3 パーセンタイル：71.06(Physics, Applied)原子力機構は、ITER計画の日本の国内機関として、ITERトロイダル磁場コイル用導体全体の25%の調達を分担している。導体は、直径0.8mmのNb
Sn超伝導素線900本と銅素線522本を束ね合せたものを、金属製の保護管(ジャケット)に収めた構造である。ジャケットの4Kでの機械試験には、当初JISに基づき製作した試験片(並行部の幅:8mm)を用いたが、冷間加工及び熱処理を実施したサンプルの伸びにばらつきが見られた。このため、ASTMに準拠した試験片(並行部:幅12.5mm)を使用して試験片形状依存性を調べた。その結果、ジャケット受け取り状態での耐力、伸びはサンプルの形状にかかわらず、比較的ばらつきが少ない(3%以下)が、冷間加工及び熱処理を実施したサンプルの伸びについては、ASTMの試験片ではばらつきが少なくなる傾向を示した。熱処理したサンプル破断面はカップアンドコーン状破壊を示し、破断面周辺部の粒内破壊と中央部の粒界破壊が混在する状態であることがわかった。このため、伸びのばらつきの原因は、粒界破壊面の進展が、脆化によりサンプル形状の影響を受けやすくなっている可能性が示唆される。
