Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
高瀬 和之; 功刀 資彰; 柴田 光彦; 関 泰
Fusion Engineering and Design, 42, p.83 - 88, 1998/00
被引用回数：13 パーセンタイル：70.9(Nuclear Science & Technology)国際熱核融合実験炉(ITER)の熱流動安全性研究のうち、真空境界破断事象時に真空容器の破断口部に生じる置換流挙動を定量化するために真空境界破断事象予備実験を行っている。筆者らはすでに常温下における実験の結果から、真空容器に設けられた破断口数及び破断口位置が真空容器内の置換量に与える影響を明らかにした。今回は、真空容器を200
Cに加熱した条件の基で真空境界が破断した場合の真空容器内の温度分布を定量的に調べ、その結果をもとに真空容器内の流動挙動を評価した。本研究の結果、破断口が1つの場合は破断口位置に応じて破断口部に対向流または成層流が形成され、破断口が2つの場合は同様に破断口位置に応じて一方向流または二方向流が形成されることが真空容器内温度分布の測定結果から明らかになった。
稲垣 嘉之
JAERI-Research 97-069, 31 Pages, 1997/10
JAERI-Research-97-069.pdf:1.02MB
HTTRのヘリカルコイル型中間熱交換器(IHX)の伝熱管群の流体励起振動挙動、並びに圧力損失、伝熱特性をIHXの実寸大部分モデル試験装置を用いて明らかにした。試験モデルは、3層54本のヘリカルコイル伝熱管群とセンターパイプを模擬したもので、試験流体には空気を用いた。流体励起振動に関しては、伝熱管破損の主原因となる流出渦による振動及び伝熱管群の流力弾性振動について評価を行った。その結果、伝熱管群はセンターパイプと連動した振動が主であること、さらに振動による振幅も0.1mm以下と微小なものであり、IHXの運転条件下では伝熱管破損の原因となるような振動が生じていないことを明らかにした。流動伝熱特性については、伝熱管外の強制対流による伝熱及び圧力損失についての実験式を導出した。ヌセルト数についてはRe
、抵抗係数についてはRe
に比例する相関式が得られた。さらに、熱放射板による伝熱促進効果を定量的に明らかにした。
高瀬 和之; 功刀 資彰; 藤井 貞夫*; 柴崎 博晶*
Flow Visualization Image Process. 1997, 1(00), p.185 - 190, 1997/00
核融合炉の真空容器が破断した場合(LOVA)に置換流に同伴されて真空容器内部から外部に放出される放射化ダストの微粒子の飛散挙動を定量化するための手法開発を目的として、破断口部に生じる置換流挙動を煙を使って可視化し、その結果を相関法によって画像処理して置換流の局所速度分布、平均流速、置換流量等を特定する研究を実施した。筆者らの一部は、LOVA時の置換流挙動は真空容器内の置換量と時間の関係から破断直後の急変化領域、その後の過渡領域、及び十分時間が経過した後の最終領域の3領域に大別できることを既に明らかにしている。本研究の結果、可視化画像から推定した破断口部の置換流の平均流速計算値は、前述した最終領域における結果を良く模擬するものの、速度変化の割合が大きい急変化領域や過渡領域の結果を予測することは困難であることが分かった。しかしながら、非接触で置換流挙動を把握することが可能である可視化システムは、微粒子ダストの飛散挙動の定量化に有効であることが確認できた。今後は、微粒子ダストを含む高速気体の流動挙動を観察できるように現状の可視化システムを改良する考えである。
高瀬 和之; 功刀 資彰; 関 泰
Proc. of Int. Topical Meetig on Advanced Reactors Safety, 2, p.1268 - 1275, 1997/00
国際熱核融合実験炉(ITER)のトカマク型真空容器をスケールモデルで模擬した予備実験装置を使って、核融合炉の真空境界破断事象(LOVA)時における伝熱流動特性を定量的に調べた。実験では作動流体に空気とヘリウムガスを用い、真空容器内部を最高200Cに加熱下条件で模擬破断口を開口して真空容器内の置換量及び温度分布の変化を測定した。この結果をもとに、LOVA時の真空容器内の置換流挙動を明らかにした。また、LOVA発生後の真空容器内の温度分布を数値解析的に評価した。解析結果は実験結果を比較的よく予測できたが、LOVA発生直後の過渡領域における数値予測は困難であった。今後は過渡時の置換流挙動を予測できる数値モデルを検討する。
竹中 信幸*; 浅野 等*; 藤井 照重*; 後 俊彦*; Iwatani, Junji*; 村田 裕*; 持木 幸一*; 田口 亮*; 松林 政仁; 鶴野 晃
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 377(1), p.174 - 176, 1996/07
被引用回数：1 パーセンタイル：23.5(Instruments & Instrumentation)金属容器内及び熱交換器内における液体窒素の沸騰二相流をJRR-3M熱中性子ラジオグラフィ装置において武蔵工業大学が開発した動画像処理装置を用いて可視化及び画像処理・解析した。金属容器内液体窒素プール中におけるアルミニウム垂直シリンダーからの核沸騰及び膜沸騰の様子が実時間で疑似カラーを用いて観察された。また、アルミニウム製のフィンを用いたタイプの熱交換器では液体窒素の分布が画像処理により得られ、質量流束条件の違いによる液体窒素の流れ方の違いが良く観察された。これらの実験結果より、中性子ラジオグラフィが低温沸騰二相流の可視化及び低温熱交換器の設計に応用できることが示された。
功刀 資彰; 高瀬 和之; 小川 益郎; 柴田 光彦
JAERI-Tech 96-012, 91 Pages, 1996/03
核融合炉で真空容器破断事象(LOVA)が発生すると、真空容器内外の温度差のために破断口部に密度差駆動による置換流が形成される。この置換流は、破断口を通って容器外部から内部に流入する一方、トリチウムや放射化ダストを伴って容器内部から外部へと流出する。したがって、核融合炉の安全性の観点からこれら放射化物質を伴う置換流の流動挙動を定量的に評価することが極めて重要である。そこで、破断口部に生じる置換流量を定量的に評価する新技術を開発するため、可視化計測による評価手法の可能性を検討した。その結果、LOVA条件下では相関法が最も有効であるとの結論を得た。この結論をもとに、小型の真空容器を使って破断口部を通る置換流の可視化実験を行い、その流動挙動を観察した。また、相関法による画像解析を行って置換流の局所流速分布を求め、この値を使って平均の置換流量を算出した。可視化実験から得られた置換流量は、精密電子天秤による置換流量測定値に比較的よく一致した。本研究は、LOVA条件下における破断口部の置換流量が可視化計測によって定量的に評価できることを明らかにしたものである。
功刀 資彰; 高瀬 和之; 小川 益郎; 関 泰
16th IEEE/NPSS Symp. on Fusion Engineering (SOFE '95), 1, p.313 - 316, 1996/00
1995年2月から始められたITER安全性サブタスクである核融合炉熱流動安全性試験の概要について報告する。本試験は、(1)真空破断事象(LOVA:Loss of Vacuum Event)及び(2)真空容器内冷却材浸入事象(ICE:Ingress of Coolant Events)について、その熱流動特性を把握すると共に、可動放射化物の移行挙動を把握し、安全解析コード基礎資料(データ)として反映することを目的としている。LOVA予備試験装置については1994年2月に完成し、現在までに破断口を通過する置換流挙動に関する実験を行っている。ICE予備実験装置は、本年9月末に完成し、現在認可手続中である。
高瀬 和之; 功刀 資彰; 柴田 光彦; 関 泰
日本原子力学会誌, 38(11), p.904 - 906, 1996/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)国際熱核融合実験炉のための安全性研究として、真空容器が破断した場合に生じる密度差駆動型置換流の挙動を、ITERのトカマク型真空容器を縮小簡略モデルで模擬したLOVA予備実験装置を使って調べている。実験パラメータは破断口位置、破断口径、破断口長さ等である。作動流体にはヘリウムガスと空気を使用した。本報は一連のLOVA予備実験で得られた結果の一例について報告しており、今までに次の成果が得られた。(1)置換量は真空容器設置面から破断口までのポテンシャルエネルギーの大きさに強く依存する。(2)真空容器上部に破断口が1ヵ所存在する場合の置換流は対向流となる。一方、真空容器側部に破断口が1ヵ所存在する場合の置換流は成層流になる。(3)置換量は破断口径の増大とともに増加し、破断口長さの増加とともに減少する。
小澤 守*; 梅川 尚嗣*; 松田 健*; 竹中 信幸*; 鶴野 晃; 松林 政仁
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 377, p.144 - 147, 1996/00
被引用回数：7 パーセンタイル：55.21(Instruments & Instrumentation)操作性及び環境保護の点から石炭用そしてまた焼却炉の燃焼用としての流動層式燃焼型ボイラーの開発に注目が集まっている。このような流動層システムにおいて熱交換器を設計するためには、管群内における適切な熱伝達相関を得る必要がある。このため本研究では、模擬流動層内管群周りの流れの可視化をJRR-3M熱中性子ラジオグラフィ装置を用いて行った。さらに可視化された画像に画像処理を施し、管群内のボイド率プロファイルを得た。その結果、観察された流動様式及びボイド率プロファイルにより、流動層熱交換器においては管の配置が重要であることが分かった。
川橋 正昭*; 細井 健司*; 平原 裕行*; 福井 大俊*; 文沢 元雄
The 4th Triennial Int. Symp. on Fluid Control,Fluid Measurement,and Visualization; FLUCOME 94, 0, p.691 - 695, 1994/00
高温ガス炉空気浸入事故時の流動挙動解明の一環として、本研究では小口径開口部を通るヘリウムと空気の置換流について可視化観察を行った。可視化はレーザライトシート法を用いた。その結果、水平開口において捩れ構造の対向置換流が生じること、傾斜開口においては分離した二相流構造となることが明らかとなった。またこれらの可視化観察により、置換流量と傾斜角との関係を考察した。
中村 圀夫
JAERI-M 4962, 30 Pages, 1972/09
大洗研究所で現在稼動中の材料試巌炉では、当初炉運転上の要求等から、2次冷却水流量および冷却塔運転台数を制御することにより「原子炉入口温度制御運転」を行うことが予定された。しかし、冬期の運転で制御不可能な温度域が存在すること、およびプラントの構造上の問題から、現在、この温度制御方式は採用されていない。そこで、建設当初にたちもどり、システム設計の観点からJMTRの冷却系統を再評価した。本報告書では、静定時のJMTR冷却系統各部水温を計算するための計算コードを作成し、計算値と実測値を比較してよい結果を得たので、これらの計算結果をもとに設計時の問題点、今後の「原子炉入口温度制御運転」の方法および可能性について検討を加えた。
