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荻原 徳男; 引地 裕輔*; 神谷 潤一郎; 金正 倫計; 吉田 肇*; 新井 健太*
Journal of the Vacuum Society of Japan, 60(12), p.475 - 480, 2017/12
In order to achieve stable operation of J-PARC accelerator, we studied the conductance of a slit used for a gas sheet monitor. The flow rate of a rarefied gas through a long rectangular channel with a very small height (H) to width (W) ratio was experimentally investigated using N and Ar for the wide range of the Knudsen number Kn, which is defined as a ratio of H to the mean free path. Here the dimensions of the channel are as follows: H=0.1 mm, W=50 mm, and the length L=100 mm. The conductance, which is proportional to the dimensionless flow rate, decreases from the value in free-molecular regime and reaches the Knudsen minimum at Kn 1.2, as the inlet gas pressure increases. Then, assuming fully developed gas flow, the reduced flow rate G has been estimated as a function of the local rarefaction parameter using the experimental data.
鈴木 元衛; 草ヶ谷 和幸*; 斎藤 裕明*; 更田 豊志
Journal of Nuclear Materials, 335(3), p.417 - 424, 2004/12
被引用回数:5 パーセンタイル:35.25(Materials Science, Multidisciplinary)燃料解析コードFEMAXI-6により、ハルデン炉でのリフトオフ実験を、測定された詳細な試験条件を用いて解析した。燃料棒内部の過圧による被覆管のクリープアウトの影響を分析するために、二種の仮定に基づいて計算した燃料中心温度が実測値と比較した。仮定(1)は、過圧による被覆管のクリープアウト期間中、ペレット-被覆管のボンディング層を通した高い熱伝達が維持される仮定、仮定(2)は、被覆管のクリープアウトによってボンディング層が破壊される仮定である。実測された中心温度上昇は、仮定(1)の計算結果より数十度高いが、この差は仮定(2)に基づく計算結果よりはるかに小さい。したがって、実測された中心温度上昇は、被覆管のクリープアウトにより引き起こされたペレット片の不規則な再リロケーションなどによる実効的熱伝達低下に起因すると考えることが適当である。
井口 正; 柴本 泰照; 浅香 英明; 中村 秀夫
Proceedings of 10th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-10), 16 Pages, 2003/10
BWR炉心では、核動特性と熱水力特性は常に相互に影響し合い、これを核熱結合と呼ぶ。従来は、炉外での核熱結合模擬は困難であった。これは、主として核動特性のリアルタイム模擬と高温・高圧でのボイド率のリアルタイム計測が困難であったことによる。著者らは、核動特性のリアルタイム模擬の手法を提案するとともに、リアルタイム計測が可能なボイド率計測手法を確立し、炉外での核熱結合模擬に成功した。この模擬手法を用いて、核熱結合条件でのチャンネル安定性データをTHYNCにより取得した。実験は、圧力2-7MPa,サブクーリング10-40K,質量流束270-667kg/msの範囲で行った。THYNCデータでは、核熱結合効果により、チャンネル安定限界は低下した。今回のTHYNC実験では実機の場合よりも核熱結合の影響が顕著となる条件設定であったが、非核熱結合条件の場合に比べて安定限界低下率は、圧力7MPaで10%以内であった。
井口 正; 渡辺 博典; 木村 守*; 安濃田 良成
JAERI-Research 2001-032, 111 Pages, 2001/05
著者らは、流路断面平均ボイド率を非定常計測する実用的なコンダクタンス型ボイド率計を開発した。本ボイド率計は、流路内の二相流ボイド率と二相流電気伝導度との相関関係を利用する。空気/水2相流による校正試験を行った結果によれば、ボイド率は電流比I/I(Iは、満水時の電流)を用いて、=1-I/Iで近似できる。このボイド率計を、高温・高圧のBWR条件(290,7MPa)に適用し、その計測性能を調べた。その結果、電極部の耐熱性に改良の余地があるが、高温・高圧でもボイド率は=1-I/Iで近似できることがわかった。ただし、水の電気比抵抗の温度依存性を考慮する必要がある。このため、水の電気比抵抗の温度依存性を調べるとともに、温度補正式を導出した。また、本ボイド率計を規模の大きい試験装置に適用するときには、回路のキャパシタンスの影響が無視できなくなる。このため、この影響を抑制する方策を講じた。高温高圧条件下で流量133kg/ms以下、22管群流路で、ボイド率0%~70%では誤差10%以内でボイド率を測定できた。本ボイド率計は、原理的に流量の影響を受けない。このため、流量変動がある条件でのボイド率計測が可能である。
井口 正
JAERI-Research 2000-050, 107 Pages, 2000/09
BWR燃料と模擬燃料の伝熱特性、特に熱容量及び熱的時定数を検討した。BWR燃料からの単位長さあたりの熱容量cp A(kJ/mK)は、300から800の範囲では、0.34kJ/mKから0.36kJ/mKの範囲にあると見積もられる。模擬燃料の熱容量は、製作上のばらつきの影響、高さ位置の違いの影響は小さく、温度が高いほど大きい。異常時炉心伝熱試験の模擬燃料の熱容量は、600Kで約0.38kJ/mKとなり、この値は実機平均値(0.35kJ/mK)の+9%である。一方、核熱結合試験の模擬燃料の熱容量は、600Kで約0.42kJ/mKとなり、この値は実機平均値の+20%である。熱的時定数は、表面熱伝達率、熱拡散率、ギャップコンダクタンスに関係する。表面熱伝達率が小さい場合、表面熱伝達が伝熱を支配し、熱的時定数は表面熱伝達率に関係する。表面熱伝達率が大きい場合、内部熱伝導が伝熱を支配し、熱的時定数は熱拡散率に関係する。前者の場合、1点近似モデルが成立し、時定数は表面熱伝達率に反比例する。この場合、表面熱伝達率が1kW/mKのとき、BWR燃料、模擬燃料の熱的時定数はそれぞれ約10s、約13sと見積もられた。一方、後者の場合、時定数は表面熱伝達率にかかわらず、熱拡散率に逆比例する一定値に漸近する。この場合、BWR燃料では約5s、模擬燃料では1s以下と見積もられた。ギャップコンダクタンスが小さくなると、ギャップ部の伝熱が支配的になり、この場合熱的時定数はギャップコンダクタンスに関係する。
鈴木 元衛
JAERI-Data/Code 2000-030, 280 Pages, 2000/09
FEMAXI-Vは軽水炉燃料のふるまい解析を目的とするコードとして、前バージョンFEMAXI-IV(Ver.2)と高燃料燃料解析コードEXBURN-Iを統合し、多くの機能の追加、改良を実施したバージョンである。本報告は、FEMAXI-Vの設計思想、基本理論と構造、モデルと数値解法、採用した物性値を詳述したものである。FEMAXI-Vでは、高燃焼度対応、過渡沸騰解析、そのほかの拡張と改良がなされた。本報告ではまた、コードの有効かつ広範な利用を可能となるため、入出力の種類と方法を詳しく説明し、具体的なサンプル出力を添えた。
山崎 晴幸*; 伊藤 孝雄; 薄井 勝富; 藻垣 和彦; 栗山 正明; 佐藤 藤雄*; 大島 克己*; 大森 憲一郎; 渡邊 和弘
JAERI-Tech 99-054, 49 Pages, 1999/07
JT-60U用負イオン源では負イオン生成効率向上のため、アークチェンバ内にセシウム(Cs)蒸気を導入する。従来のCs導入装置は高電圧ノイズにより、しばしば真空側のヒータが断線・故障した。このCs導入装置を高電圧ノイズに強くするため、熱伝導型導入管の開発とヒータ回路の改良を行った。熱伝導型導入管は、ヒータの断線時に修理を簡単にするため、大気圧側の導入管の一部を加熱して真空側を熱伝導で昇温する構造とした。開発にあたり、計算機でシミュレーションしてモデルを設計・製作し、性能確認試験を行った後、これを負イオン源に採用した。また、ヒータの断線を防止するため、加速電圧の印加中はヒータの電源を遮断するように回路を改良した。以上の2点の改良により、Cs導入装置のヒータに関する故障はほとんどなくなり、現在、順調に運転中である。
鈴木 元衛; 斎藤 裕明*
JAERI-Data/Code 97-043, 235 Pages, 1997/11
FEMAXI-IVは、軽水炉燃料のふるまい解析コードとして前バージョンFEMAXI-IIIに多くの追加・改良を施した拡張バージョンである。本報告は、FEMAXI-IVの最初のバージョンを改良したVer.2について、基本理論と構造、モデルと数値解析、採用した物性値を詳述したものである。FEMAXI-IV(Ver.2)では、バグフィックスがされ、ペレット熱伝導率の更新及び熱応力によるFPガス放出抑制モデルの追加がなされた。さらに、本コードの有効かつ広範な利用を可能とするために、入出力の種類と方法を詳しく説明し、具体的なサンプル出力を添えた。
小野 通隆*; 浜嶋 孝*; 藤岡 勉*; 伊藤 智庸*; 小泉 徳潔; 安藤 俊就; 辻 博史
IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 7(2), p.215 - 218, 1997/06
被引用回数:5 パーセンタイル:45.52(Engineering, Electrical & Electronic)ケーブル・イン・コンジット型超電導導体の安定性は素線間の電流転流能力に大きく依存する。電流転流能力を評価するためのモデル回路を導いた。本モデル回路では、素線間のコンダクタンスとインダクタンスを考慮することによって、電流転流の能力を評価し、導体の安定性を評価した。また、原研で実験を行った実規模導体に対して、コンダクタンス、インピーダンスの評価を行った。
竹田 武司; 國富 一彦; 堀江 哲次*; 岩田 克雄*
Nucl. Eng. Des., 168, p.11 - 21, 1997/00
被引用回数:46 パーセンタイル:93.78(Nuclear Science & Technology)次世代の高温ガス炉(HTGR)において、プロセス熱利用を行うための高温の熱を輸送する中間熱交換器(IHX)の開発は重要である。PFCHXを長期間、高温条件下において使用した場合、プレートとフィン接合に用いるろう付けの信頼性は不十分である。そのため、凹凸プレート(CP)の接合に固相拡散接合法、材料にニッケル基長合金であるハステロイXRを用いた凹凸プレート形コンパクト熱交換器(CPCHX)を提案した。本研究では、はじめに、CPCHXのCPの固相拡散接合に対する最適条件を、ハステロイXRの試験片を用いた実験により見いだした。つぎに、固相拡散接合法を用いた小型CPCHXを設計、製作し、試験ループに据え付けることで、固相拡散接合の信頼性を調べた。漏洩試験の結果として、固相拡散接合は十分な信頼性を有していることが確認できた。性能試験から、小型CPCHXの熱コンダクタンスは計算値より優れていることを示した。さらに、CPCHXの設計研究を行い、次世代のHTGRのIHXに対する固相拡散接合法を用いたCPCHXのフィジビリティを調べた。
原山 泰雄; 染谷 博之; 星屋 泰二
Journal of Nuclear Science and Technology, 28(10), p.961 - 964, 1991/10
燃料棒内のペレットが、偏心した場合のギャップ熱伝達率について考察した。ペレットが被覆内で偏心すると、ギャップの断面は「三日月形」の領域が形成される。この「三日月形」の領域に関する温度分布を二次元分布として表わした。得られた温度分布より、ギャップ寸法が周方向に変化する場合のギャップ熱伝達率が推定された。結果として、軽水炉燃料棒のようなギャップ寸法の小さいものでは、平均ギャップ熱伝達率は軸対称と考えて求めたギャップ熱伝達率とほとんど変わらないことが示された。この結果は、燃料棒の設計等において、燃料棒内のペレットと被覆を中心軸対称と考えて温度を計算しても、特に問題は発生しないと言う理論的基礎を与える。
星屋 泰二; 染谷 博之; 山口 昇*; 原山 泰雄
JAERI-M 89-199, 35 Pages, 1989/12
燃料ペレットの被覆内での偏心、あるいは燃料被覆のovalityなどによる変形があると、燃料棒内のギャップ寸法は周方向に変化する。ギャップ寸法の変化に伴うギャップ熱伝達の局所的変化が燃料棒内温度、熱流束に与える影響を評価可能な評価式を導いた。その結果の一つとして、燃料ペレットの被覆内偏心を含めギャップ寸法が周方向に変化する場合でも、平均ギャップ熱伝達率はnominalギャップ寸法の熱伝達率と見なしてもよいことが分った。
露崎 典平; 斎藤 隆; 根岸 完二*
JAERI-M 88-227, 12 Pages, 1988/11
材料試験炉で短期間に高い中性子照射量を得ようとすると、中性子束密度の高い照射孔に試料を装荷しなければならず、材料試料でもガンマ発熱により500C以上となってしまう。中性子束密度の高い照射領域で低温照射を実施するためには、試料の発熱を効率良く除熱する必要があり、可変コンダクタレスヒートパイプを除熱素子として利用する方法が検討されている。本報告書は、キャプセル用可変コンダクタンスヒートパイプの開発に関して、その基礎データを得るために実施した実験とその解析について述べたものである。
藤本 望; 丸山 創; 藤井 貞夫*; 仁熊 義則*; 数土 幸夫
JAERI-M 88-187, 79 Pages, 1988/10
高温工学試験研究炉の炉心熱流力設計において燃料最高温度評価に影響を及ぼす要因について、それが及ぼす影響の程度を評価し、工学的不確定因子として定量化した結果をまとめた。
杉本 純; 須藤 高史; 村尾 良夫
Journal of Nuclear Science and Technology, 23(4), p.315 - 325, 1986/00
被引用回数:3 パーセンタイル:40.89(Nuclear Science & Technology)本研究の目的は、典型的なPWR-LOCA時再冠水条件下において、実験で多く使用している電気加熱式模擬燃料棒と核燃料棒の熱的応答の特性を解析的に明らかにすることである。このため Malang による HETRAPコードの手法を基に燃料棒内半径方向温度分布モデルを開発し、再冠水解析コードREFLAに組込んだ。既存の再冠水試験に対する計算と実験との良好な一致により、本解析モデルの妥当性を確かめた。核燃料棒は、電気加熱式模擬燃料棒に比べてギャップ熱伝達率や被覆管の熱容量が小さいため、被覆管温度応答は一般に低く、かつクエンチ時刻は早くなる傾向のあることを解析的に明らかにした。また被覆材にジルカロイを用い、かつ被覆管・燃料間に適当なギャップを設けることにより、核燃料棒の熱的応答を電気加熱式燃料棒で良く模擬し得ることを示した。
藤城 俊夫
JAERI-M 84-063, 166 Pages, 1984/03
反応度事故時の急速な出力上昇条件の下での軽水炉熱料温度挙動は、熱料ペレットと破覆管の間のギャップ熱伝達により強く影響される。本研究はNSRR実験においてギャップガスをパラメータとした実験の結果およびNSRR77コードによる解析にもとづき、反応度事故条件下の熱料挙動に与えるギャップ熱伝達の影響の解明を行ったものである。この結果、ギャップ熱伝達の過渡的なふるまい、ギャップ熱伝達と熱料温度および熱料破損の関係、ギャップガス成分の影響、高発熱量条件の下での熱料ペレット・破覆管の融着発生や外圧による破覆管のつぶれの影響等が明らかにされた。また、ギャップ熱伝達率評価式として広く使われている修正Ross and Stoute式の適応性、適用限界および適用限界を超える場合に対するギャップ熱伝達率の取扱い方につき検討を行った。
柳原 敏; 塩沢 周策; 斎藤 伸三
Journal of Nuclear Science and Technology, 19(6), p.469 - 481, 1982/00
反応度事故条件下における燃料挙動の解明がNSRRにおいて進められている。実験の結果、UOペレットの偏心のために、被覆管温度が円周方向において異なっていることが判明した。この温度差は180°方向に取り付けた2本の熱電対による測定結果では、必ずしも最大の温度差を表してはいないが、測定可能な範囲内で最大150Cであった。他方、照射実験後、酸化膜厚さから温度差を推定した結果では、290cal/g・UOまでの発熱量条件において最大350Cであった。又、簡単な計算により、最大限UOペレットが偏心した燃料棒において被覆管の円周方向の温度差を評価すると、260cal/g・UOの発熱量において最大350Cの温度差が出来ることが分った。このUOペレット偏心の影響は、反形、溶融等にも現れており、UOペレットの偏心が燃料棒の破損にも影響を及ぼしている。
北口 秀美*; 鈴木 光弘; 傍島 真
JAERI-M 8185, 120 Pages, 1979/03
本報は、BWRのLOCA/ECCS現象を模擬して行われるROSA-III試験の予備解析の1つとして、炉心の燃料温度に及ぼすギャップコンダクタンス等の影響を実炉条件下で検討したものである。これは実炉のLOCA解析において、炉心の燃料棒温度が熱的に厳しくなるような解析上のパラメータを見い出すことによって、ROSA-IIIの試験条件決定の参考にしようとするものである。パラメータとして、ヒートスラブ、ギャップコンダクタンス、崩壊熱、破断口高さなど8つのパラメータをとり、更に最適評価(BE)指向のコードと安全評価(EM)コードの違いについても検討した。ROSA-III試験においては、実炉燃料からの流体への伝熱を模擬するために、炉心電気出力の制御のしかたを工夫してみることが必要である。
大木 直久*; 原山 泰雄; 武田 常夫; 泉 文男
JAERI-M 7417, 30 Pages, 1977/12
燃料棒の安全性評価作業の一環として、燃料棒内の温度分布が計算される。燃料ペレット内の温度分布を決定する重要な要素の1つは、ギャップにおける熱伝達率である。ギャップ熱伝達率を決定する要因の1つとして燃料棒内の混合ガスの熱伝導率がある。燃料棒内のガスの組成は初期封入のHeとF.PであるXe,Krと考えられる。Xe、Krは燃焼度に従って変化する。プログラムGAPCONシリーズは、FREG-3は混合ガスの熱伝導率を求めるため、これらガスの生成量を時間、出力、中性子束の関数として求めている。この報告書は、これらプログラムに使用されているF.P、ガス量の評価の方法、その損失について検討した結果をまとめている。
原山 泰雄; 泉 文男
JAERI-M 7278, 60 Pages, 1977/09
FREG-3は、燃料棒内の温度分布およびそれに基づく蓄積熱量の計算を行う。この計算は通常運転状態下の温度分布を燃料棒の照射履歴に従って求めるものである。プログラムの主たる目的は、燃料棒の安全性評価上重要なLOCA直前の蓄積熱量の評価であるが、プログラム組込みの計算モデルを適切に使用することによってFREG-3は最良推定値用プログラムとしても使用可能である。この報告書は、FREG-3の計算法とプログラム組込みの計算モデルについて解説したものである。