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江里 幸一郎; 鈴木 哲; 佐藤 和義; 秋場 真人
Journal of Nuclear Materials, 329-333(1), p.820 - 824, 2004/08
被引用回数:6 パーセンタイル:40.63(Materials Science, Multidisciplinary)核融合炉用高熱流束機器用高性能冷却管開発の一環として、冷却内面に三角フィンを加工した冷却管を提案している。この冷却管では、三角フィンを簡単なねじ切り加工で形成しており、スクリュウ管と呼ばれる。本研究では、これまでの実験の結果、最も高い限界熱流束が得られたM10ピッチ1.5のスクリュウ管の熱疲労実験を実施した結果を報告する。供試体は銅合金(CuCrZr)熱シンクにネジを切った冷却管を用い、ダイバータ形状を模擬した熱シンクには1.5mm幅のスリット加工を施している。熱疲労試験は原研にある電子ビーム照射装置で、核融合炉条件を模擬した片側からの熱負荷条件(20及び30,10秒加熱・10秒冷却)で実施した。冷却管スリット部からの水漏れは熱負荷条件で約4500サイクル、30条件で約1400サイクルにて発生した。これらの疲労寿命は有限要素解析結果をもとにしたManson-Coffin則による寿命評価とよく一致している。断面観察の結果、疲労亀裂はスリット部外側加熱側から生じ、管断面を冷却面側へ進展していることが判明した。本冷却管をダイバータに適用する際に懸念されていた冷却管内面のネジ谷からの亀裂発生がないことを実験的・解析的に示した。
神永 雅紀; 山本 和喜; 数土 幸夫
Journal of Nuclear Science and Technology, 35(12), p.943 - 951, 1998/12
被引用回数:24 パーセンタイル:85.13(Nuclear Science & Technology)通常運転時において、下向流により炉心を冷却している研究用原子炉では、1次冷却材の流量が喪失した場合、炉心内で強制循環による下向流から自然循環による上昇流へと流れの向きの逆転が生ずる。このため、設計では原子炉停止後の補助ポンプ等による炉心冷却の必要性、流れが逆転する際の燃料の安全性を評価する上で流速零を含むCCFL条件下の限界熱流速(CHF)の検討が重要となる。著者らがこれまでに提案したCCFL条件下のCHF相関式は、保守的な評価をするために冷却材のサブクール度を考慮しなかった。本研究では、垂直矩形流路におけるCCFL条件下のCHFについて、CHFに及ぼす流路入口サブクール度及び軸方向出力分布の影響を既存の実験データに基づき定量的に評価し、新たな相関式を提案した。さらに、提案したCHF相関式を安全評価に適用した場合の具体例を解析結果と共に示し、これまでの評価の保守性を定量的に示した。
神永 雅紀; 山本 和喜; 数土 幸夫
Proceedings of 8th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics (NURETH-8), Vo.3, p.1815 - 1822, 1997/00
通常運転時において、下向流により炉心を冷却している研究用原子炉では、1次冷却材の流量が喪失した場合、炉心内で強制循環による下向流から自然循環による上昇流へと流れの向きの逆転が生ずる。このため、設計では原子炉停止後の補助ポンプ等による炉心冷却の必要性、流れが逆転する際の燃料の安全性を評価する上で流速零を含むCCFL条件下の限界熱流束(CHF)の検討が重要となる。著者らがこれまでに提案したCCFL条件下のCHF相関式は、保守的な評価をするために冷却材のサブクール度を考慮しなかった。本研究では、垂直矩形流路におけるCCFL条件下のCHFについて、CHFに及ぼす流路入口サブクール度及び軸方向出力分布の影響を既存の実験データに基づき定量的に評価し、新たな相関式を提案した。さらに、提案したCHF相関式を安全評価に適用した場合の具体例を解析結果と共に示し、これまでの評価の保守性を定量的に示した。
鈴木 友雄*; 長谷川 明; 田中 俊一; 中島 宏
JAERI-Data/Code 94-002, 22 Pages, 1994/07
高精度の遮蔽計算を行うコードシステムの完成を目標に、その計算手法の基礎を確立するため、1~3次元の各形状に対する放射線輸送コードシステムBERMUDAを開発した。本コードシステムでは、空間に関する直接積分法とエネルギーに関する多群モデルとを組み合わせて、定常状態での輸送方程式を数値的に解き、中性子、ガンマ線あるいは随伴中性子の各線束の空間、角度、エネルギー分布を求めている。平成4年に第I部中性子輸送コードがJAERI1327に、平成5年に第II部ガンマ線輸送コードがJAERI-M93-143に報告された。本報告書は第III部として、随伴中性子束計算用の1次元球体系用の輸送コードの開発について報告している。計算式の導出、計算法の概要とコードの適用性テストについて述べると共に、主目的としては、コード使用マニュアルとして、ジョブ制御文と入力データの準備、さらに出力データの概略について述べている。
神永 雅紀; 数土 幸夫
日本機械学会論文集,B, 58(553), p.2799 - 2804, 1993/09
研究炉では、高中性子束を達成するために高出力密度の可能な板状燃料が一般に使用されている。板状燃料を用いた燃料要素の冷却材流路は、狭い垂直矩形流路であり、このため狭い垂直矩形流路における限界熱流束(CHF)の把握が重要となる。しかし、従来、研究炉の設計等で使用してきた垂直矩形流路における限界熱流束相関式は、高質量流量域において上昇流と下向流のCHFの相異が必ずしも明確にされていなかった。本研究では、流路出口サブクール度の効果に着目し、既存の矩形流路におけるCHF実験結果を用いて,サブクール度の影響を調べた。その結果、上昇流と下向流のCHFは、流路出口のサブクール度と質量流量の関数として系統的に整理できることが明らかとなった。さらに、本研究で検討した、圧力4MPa以下及び無次元質量流量2200以下の範囲で適用可能な限界熱流束相関式を導出した。
大山 幸夫; 小迫 和明*; 前川 洋
Nuclear Science and Engineering, 115, p.24 - 37, 1993/09
被引用回数:21 パーセンタイル:85.94(Nuclear Science & Technology)鉄体系から漏洩する角度中性子束スペクトルを飛行時間法を用いて600mmまでの各種の厚さの平板について測定を行なった。実験結果は最新の核データファイルJENDL-3と、また比較のためENDF/B-IVとも用いたモンテカルロ輸送計算コードMCNPと2次元離散化コードDOT3.5による計算と比較した。DOTの計算では自己遮蔽を考慮した断面積セットを用いてその効果を調べた。比較結果からMCNP計算は深層透過した中性子の主成分のエネルギー領域で良く一致しているが、自己遮蔽効果なしのDOT計算は高エネルギー部と共鳴エネルギー部の中性子に対し、体系厚さとともに過少評価を示した。自己遮蔽の補正はこの過少評価を改善するが充分ではない。
数土 幸夫; 神永 雅紀
J. Heat Transfer, 115, p.426 - 434, 1993/05
被引用回数:44 パーセンタイル:90.61(Thermodynamics)研究炉では、高中性子束を達成するために高出力密度の可能な板状燃料が一般に使用されている。板状燃料を用いた燃料要素の冷却材流路は、狭い垂直矩形流路であり、このため狭い垂直矩形流路における限界熱流束(CHF)の把握が設計上重要となる。しかし、従来、研究炉の設計等で使用してきたCHF相関式は、高質量流量域において上昇流と下向流の相異が必ずしも明確にされていなかった。本研究では、既存の矩形流路における実験結果を基に、どのようなパラメータがCHFに影響を及ぼすのかを系統的に調べた。その結果、高質量流量域では、上昇流と下向流のCHFに有意な差異は見られず、流路出口サブクール度と質量流量の関数として整理できることが明らかとなった。さらに、本研究結果に基づきこれまで研究炉の設計に用いてきたCHF相関式群に改良を加えたCHF相関式を提案するとともに、その適用範囲を明確に示した。
鈴木 友雄; 長谷川 明; 田中 俊一; 中島 宏
JAERI 1327, 110 Pages, 1992/05
核融合炉遮蔽ベンチマーク実験の解析,一般の原子炉施設等の高精度の遮蔽計算を行うコードシステムの完成を目標に、その計算手法の基礎を確立するため、1~3次元の各典型的形状に対する放射線輸送コードシステムBERMUDAを開発した。本コードシステムでは直接積分法と、エネルギーに関する多群モデルを組合わせて定常状態での輸送方程式を数値的に解き、中性子、ガンマ線、あるいは随伴中性子の各線束の空間、角度、エネルギー分布を求めている。コードの適用性テストはFNSを用いて行ったベンチマーク実験の解析によって行った。本報告書の第I部では、4個の中性子輸送コードBERMUDA-1DN、同-2DN、同-2DN-S16及び同-3DNの使用マニュアルとして、計算法、適用性検討結果、群定数ライブラリー、使用に際してのジョブ制御文と入力データの準備について述べた。
黒澤 正義
JAERI-M 92-007, 56 Pages, 1992/02
三次元斜交座標系(三角メッシュ)CITATIONの計算結果をプロットするプロットシステムを整備した。従来、CITATIONのXYZの直交座標系の計算結果をプロットできるプロットプログラムがあった。これを一部変更して斜交座標系から直交座標系に変換するルーチンを付加した。これにより、三次元斜交座標系CITATIONの計算結果(中性子束分布、出力密度分布)に関し、次の図が得られるようになった。(1)一次元分布図、(2)二次元等高線図、(3)三次元鳥かん図。
大山 幸夫; 前川 洋; 小迫 和明*
Proc. of the Nuclear Data for Science and Technology, p.337 - 340, 1992/00
核融合炉の固体ブランケット候補材に含まれる主要元素である酸素と、空気の主成分である窒素の核データを検証するためのベンチマーク実験を実施した。内槽(600mm200mm)のSUS304製の真空断熱容器に液体酸素又は窒素を入れて実験体系とした。中性子角度束スペクトルは中性子飛行時間法により、50keV~15MeVのエネルギー範囲で測定した。測定した角度は0゜、12.2゜、24.9゜、41.8゜、66.8゜である。実験の解析はモンテカルロコードMCNPにより、JENDL-3とENDF/B-IVの核データを用いて実施した。実験と計算の比較から、JENDL-3の酸素の核データは核融合炉中性子工学の応用に対してかなり満足すべき状態にある。しかし、窒素の核データには問題があることがわかった。
神永 雅紀; 数土 幸夫; 村山 洋二; 薄井 徹*
Heat Transfer-Jpn. Res., 20(1), p.72 - 85, 1991/03
板状燃料を使用する研究炉の熱水力設計及び安全評価においては、垂直矩形流路における限界熱流束の把握が重要である。炉心内の出力は軸方向に分布を持つが、JRR-3等の研究炉の熱水力設計では、既存の一様加熱条件での限界熱流束に関する実験データを使用し、かつ、出力分布の最大値で一様に発熱しているものとしている。これは、研究炉に適用可能な比較的低圧条件下での出力分布を考慮した限界熱流束に関する実験データがほとんど無いためである。そこで、本研究ではJRR-3の燃料要素の1サブチャンネルを模擬した垂直矩形流路を用い出力分布を有する場合の限界熱流束を実験的に調べ、一様加熱の場合と比較・検討した。その結果、一様加熱条件下で得られた限界熱流束相関式は、出力分布を有する場合に対しても最大熱流速を基準にとれば33%の誤差内で一様加熱の場合と同様に適用できることが明らかとなった。
前川 洋; 大山 幸夫
Fusion Engineering and Design, 18, p.287 - 291, 1991/00
被引用回数:9 パーセンタイル:69.44(Nuclear Science & Technology)鉛は核融合炉ブランケットの中性子増倍材として有力視されている。核データを検証するためのベンチマークデータを取得する目的で、鉛平板体系からの中性子角度束スペクトルを中性子飛行時間法で測定した。体系は直径630mm、厚さ50.6、203、405の3種類である。測定した角度は、0、12.2、24.9、41.8、66.8度である。実験結果の解析はモンテカルロコードMCNPとSNコードDOT3.5を用いて行なった。実験結果と計算結果の比較から、JEDL-3はその暫定版に比べて大幅な改善がみられた。5~11MeVのエネルギー領域で両者のスペクトルに差がある。この差を改善するためには核データファイルの非弾性散乱レベルの数の制限を増すか、複数のレベルを合体した疑似的レベルを採用する必要がある。
数土 幸夫; 薄井 徹*; 神永 雅紀
JSME Int. J., Ser. 2, 34(2), p.169 - 174, 1991/00
板状燃料を使用する研究炉の熱水力設計及び安全評価においては、垂直矩形流路における限界熱流束の把握が重要である。特に、運転時の異常な過渡変化時及び事故時のような、冷却材の流速零を含む低流速条件下における限界熱流束は、対向二相流下の落下水制限(Counter-Current Flow Limitation)と密接な関係にあることが報告されている。そこで、本研究では垂直矩形流路におけるCCFL特性を明らかにするため、垂直矩形流路の流路幅、流路ギャップ及び流路長さを系統的に変化させてCCFL実験を行なった。その結果、垂直矩形流路においては流路幅あるいは流路ギャップが異なることによりCCFL特性が異なることが明らかとなった。しかし、流路長さがCCFL特性に及ぼす影響は明確にはみられなかった。さらに、無次元上昇気相速度と無次元落下水速度の関係を予測する相関式を、ボンド数及び矩形流路のアスペクト比の関数として本実験結果に基づき導出した。
神永 雅紀; 数土 幸夫
Proc. of the 1st JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering,Vol. 1, p.73 - 79, 1991/00
研究炉では、高中性子束を達成するために高出力密度の可能な板状燃料が一般に使用されている。板状燃料を用いた燃料要素の冷却材流路は、狭い垂直矩形流路であり、このため狭い垂直矩形流路における限界熱流束(CHF)の把握が重要となる。しかし、従来、研究炉の設計等で使用してきた垂直矩形流路における限界熱流束相関式は高流量域において上昇流と下向流の相異が必ずしも明確にされていなかった。本研究では、流路出口サブクール度の効果に着目し、既存のCHF実験結果を用いて、サブクール度の影響を調べた。その結果、上昇流と下向流のCHFは、流路出口サブクール度と質量流量の関数として系統的に整理できることが明らかとなった。さらに、本研究結果に基づきこれまでに研究炉の設計に用いてきたCHF相関式群に改良を加え、新たにCHF相関式群を提案した。
大山 幸夫; 山口 誠哉; 前川 洋
JAERI-M 90-092, 124 Pages, 1990/06
本報告書は飛行時間(TOF)測定法を用いた角度中性子束スペクトルについての実験結果をまとめたものである。これらの実験はグラファイト(炭素)、ベリリウム、酸化リチウムに対して行われた。実験で得られた結果は核データや計算コードシステムの妥当性を検討するベンチマークテストに使用するのに適している。報告書では、この目的のために必要な、実験条件、定義、そして実験結果が図と数値データの表として集録されている。
大山 幸夫
JAERI-M 88-101, 129 Pages, 1988/06
本論文は核融合中性子工学の分野で従来行われてきた積分実験の結果の解釈のための実験的試みについて述べたものである。前半部は、DT中性子場での平板体系裏面上の中性子角度束スペクトルを測定する手法の開発について述べられている。後半では、Be、C、LiOの核融合ブランケット材料について測定を行い、モンテカルロ計算コードと現在利用されている核データファイルを用いた解析とその実験結果との比較を行った。
大山 幸夫; 小迫 和明*; 山口 誠哉; 前川 洋
Nuclear Data for Science and Technology, p.271 - 274, 1988/00
DT中性子で照射した平板体系表面での中性子角度束スペクトルを核融合ブランケット材料であるLi、Be、LiO、Cについて測定した。その結果はJENDEL-3の予備評価ファイルを試験するため計算と比較された。
大山 幸夫; 前川 洋
Nuclear Science and Engineering, 97, p.220 - 234, 1987/00
被引用回数:25 パーセンタイル:88.55(Nuclear Science & Technology)ベリリウム平板体系表面上での中性子角度束をDT中性子による照射下で測定した。実験はNE213液体シンチレーション検出器を用いた飛行時間測定法によっておこなわれた。測定エネルギー範囲は50keVから15Mevであった。平板の厚さは50.8及び152.4mmで測定の行われた角度は0°、12.2°、24.9°、41.8°、66.8°の各点である。実験結果はJENDL-3PRI,ENDF/B-IV,LANLの各核データファイルを用いたMORSE-DDまたはMCNPの2つのモンテカルロ計算コードで計算解析され比較検討された。この結果両者に20~30%の差違がみられた。結論として14.8MeVの中性子に対する弾性散乱断面積の角度分布と非弾性散乱断面積の全断面積の評価値がまだ不充分であることが指摘された。
大山 幸夫; 前川 洋
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 245, p.173 - 181, 1986/00
被引用回数:7 パーセンタイル:69.99(Instruments & Instrumentation)DT中性子場での平板体系の角度中性子束スペクトルの測定法が開発され、その特性が調べられた。このような実験は核融合のブランケットの研究に有益な情報を与える。中性子コリメータが平板体系表面上の測定領域を限定するため用いられ、その検出器・コリメータ系の応答関数が決定された。測定には2つのバイアスをもつ飛行時間測定系がNE213シンチレーション検出器の正確な効率を得るために波形弁別回路とともに用いられた。スペクトル測定の結果は、計算による結果と比較された。測定スペクトルの評価誤差は5%以内であった。
数土 幸夫; 宮田 佳一*; 井川 博雅; 大河原 正美; 神永 雅紀
JAERI-M 85-126, 95 Pages, 1985/09
本報告書は、JRR-3改造炉の炉心熱水力設計において重要な位置を占める強制対流下での沸騰開始(ONB)条件とDNB熟流束について実験を行い、設計に用いるべき相関式の妥当性と適用性の検討を行った結果とについて報告するものである。JRR-3改造炉は、定格出力20MWのいわゆる低圧低温の研究用原子炉であって炉心は200KWまでの上昇流による自然循環冷却と20MWまでの下向流による強制循環冷却による2モードの冷却方式を採用する。従って本実験では、上昇流と下向流の熱水力特性の相異に注目した。同時に、熱伝達特性が流路の形状に強く依存する可能性のあることに留意し、JRR-3改造炉の燃料要素の1流路を模擬した加熱流路で実験を行ったものである。
数土 幸夫; 宮田 佳一*; 井川 博雅; 神永 雅紀; 大河原 正美
Journal of Nuclear Science and Technology, 22(8), p.604 - 618, 1985/00
被引用回数:59 パーセンタイル:97.81(Nuclear Science & Technology)研究炉JRR-3は、20%低濃縮ウラン燃料を用い熱出力20MWに改造される予定である。このJRR-3の燃料要素中の1サブチャンネルを模擬した垂直矩形流路を用い、DNB熱流束を上昇流と下降流との場合について実験的に調べた。実験は、JRR-3の安全解析で対象となる流束及び圧力の条件で行なわれた。本実験の検討と将来の矩形流路及び他の流路での実験結果の検討から、上昇流及び下降流に対するDNB熱流速評価式を導いた。これらの評価式は矩形流路のみならず他の流路にも適用可能である。