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与能本 泰介; 柴本 泰照; 佐藤 聡; 岡垣 百合亜
Journal of Nuclear Science and Technology, 53(9), p.1342 - 1352, 2016/09
被引用回数：3 パーセンタイル：28.09(Nuclear Science & Technology)BWRの運転時の異常な過渡変化を超える過渡事象におけるドライアウトした燃料表面のリウェット挙動に関して、当研究グループで以前実施した研究では、リウェット直前の冷却として定義する先行冷却により、その伝播速度が強く支配されることが示された。本研究では、この先行冷却の特徴を把握するために、実験結果に対して、さらに工学解析と熱伝導解析を実施した。特徴把握のため、まず、先行冷却を熱伝達率評価値を用いて定量的に定義し、先行冷却が開始するタイミングでの被覆管温度の関数としてリウェット速度を検討した。その結果、リウェット点近傍での最大伝熱量によりリウェット速度が制限される傾向が示され、熱伝導解析の結果と整合した。
丸山 結; 杉本 純
Journal of Nuclear Science and Technology, 36(10), p.914 - 922, 1999/10
被引用回数：3 パーセンタイル：28.69(Nuclear Science & Technology)気体流入による攪拌を伴う溶融鋼と垂直壁との熱伝達特性を明らかにするため、WITCH/LINER実験の解析を実施した。溶融鋼の固化を考慮した一次元熱伝導数値解析により、気体攪拌を伴う流体を対象とした熱伝達相関式の評価を試みた。Konsetovの熱伝達相関式を改良し、解析に適用した。解析結果と実験との比較から、改良したKonsetovの熱伝達相関式を用いることにより、WITCH/LINER実験において観測された熱伝達特性を妥当な範囲で再現できること、及びこの熱伝達相関式が気体攪拌を伴う低プラントル数流体と垂直壁との熱伝達に適用され得ることが示唆された。
幾島 毅
JAERI-Data/Code 98-009, 136 Pages, 1998/03
JAERI-Data-Code-98-009.pdf:5.04MB
本報告書は放射性物質輸送容器の通常時及び火災時の温度分布解析に必要な材料の熱特性データ、及びその図形処理プログラムTHERMLIBについてまとめたものである。データライブラリーはローレンスリバモア国立研究所において作成されたものである。原研において、データ処理プログラムと図形表示プログラムを作成した。約1000種類の材料データがライブラリーに含まれている。材料データの種類は比重量、熱伝導率、比熱及び溶融・凝固温度とその潜熱である。本報告書はデータライブラリーの説明、THERMLIBプログラム及び入力データ等のユーザガイドについて記述したものである。
佐々木 忍
Proc. of 1998 IEEE Int. Conf. on Control Applications (CD-ROM), p.1323 - 1327, 1998/00
本報は、移動ロボットの運動計画問題について論じる。障害物や目標点を含む環境と移動体とをある種の関数関係で定義し、反発・誘引に類した計算を行う人工ポテンシャル法には固有の欠陥が伴うことから、考察環境に対する熱伝導の楕円型境界値問題を解き、その温度場のマップを用いて目標点まで逐次探索により最適な経路を見出す計画法が基本的なストラテジーとなる。探索途中でデッドロックに陥り易い従来の弱点が完全に克服され、障害物を回避しながら目標位置に誘導する最短経路が首尾よく生成されることがシミュレーションにより明らかとなった。
高田 昌二; 鈴木 邦彦; 稲垣 嘉之; 数土 幸夫
Heat Transfer-Jpn. Res., 26(3), p.159 - 175, 1997/00
高温ガス炉(HTGR)の崩壊熱除去用水冷形冷却パネルシステムの除熱特性と構造物の温度分布を調べるため、システムを模擬した実験装置により実験を行った。実験装置は、炉心の崩壊熱を模擬した最高出力100kWの電気ヒーターを内蔵した、直径1m,高さ3mの圧力容器と、容器を取り囲む冷却パネルからなる。数値解析コードTHAPACST2の数値解析手法と提案されたモデルを検証するために、実験と数値解析の比較検討を行った。圧力容器内ヘリウムガス圧力を0.73MPa,温度を210
Cの条件で、圧力容器温度は-29C,+37Cの誤差の範囲で実験データをよくあらわした。冷却パネルの除熱量の数値解析結果は実験結果に比べて11.4%低く、放射による伝熱量は除熱量の全入熱量の74.4%であった。また、圧力容器のスカート形サポートの上下端の空気流路を流れる自然対流により圧力容器の下鏡部が効果的に冷却されることがわかった。
内海 隆行*; 功刀 資彰
Therm. Sci. Eng., 4(3), p.1 - 7, 1996/00
近年のレーザーを応用した材料加工の制御あるいはレーザー冷却などの光技術の進歩により、光と物質の相互作用に関する極短時間(fs,ns,ps)における非定常現象の解析・解明が重要となってきている。最近、日本原子力研究所はX線レーザーを含む極短パルス超高出力レーザーの開発を開始し、レーザービームを導光するミラー等の光学素子開発や将来に光量子源を材料表面改質や物質創製へ応用する際の光量子-物質相互作用の解析・解明の研究を進めている。この光と物質の相互作用の主要な課題として、レーザーによるインパルス加熱時のアブレーション現象がある。この場合、レーザー加熱による固体から液体、さらに気体への相変化を含む広範囲な温度・密度・圧力での熱流体現象を理解する必要があるが、このような広範囲に渡る時空間スケール及び数桁以上の密度・圧力変化を伴う熱流動現象を解明するためには、各時空間スケールに応じた複数の方程式系を新概念の計算科学的手法を用いて解析可能とする必要がある。このような研究背景のもと、本研究では特にインパルス加熱時の熱伝搬現象の解明を目的とした数値解析を試みている。
内海 隆行*; 功刀 資彰
Computational Fluid Dynamics Journal, 4(3), p.265 - 277, 1995/10
流体解析の数値的手法として、微分代数的3次補間疑似粒子法(DA-CIP法)を提案してきたが、本手法が、定常・非圧縮の仮定によりナビエ・ストーフス方程式から導出される伝熱方程式の数値解析にも有効であることを示す。本来、双曲型偏微分方程式への適用としてDA-CIP法を提案したが、伝熱方程式のような放物型にも同様に適用可能であり、数値拡散の小さい精度の高い解を得ることができる。
原山 泰雄; 星屋 泰二; 染谷 博之; 新見 素二; 小林 敏樹*
Journal of Nuclear Science and Technology, 30(4), p.291 - 301, 1993/04
被引用回数：4 パーセンタイル：44.86(Nuclear Science & Technology)引張試験片のような棒状試料の照射試験に用いるキャプセルでは、同時に多数の試料を照射するため、多数の孔(試料が挿入される)や中心孔を有する円柱形の試料ホルダーがしばしば使用される。この種のホルダーを用いたキャプセルの設計においては、照射試料が原子炉運転状態で目標温度になるかどうかを知るために、試料周りのホルダー孔周辺の熱流束分布、温度が試料温度に関する境界条件であることから、その温度分布を必要とする。そこで、多孔をもつ発熱円柱体の温度分布を求めることを試み、温度分布に関する解析的な表示を得た。その結果は、関係するパラメータの相互関係が明確になるため、材料照射に用いるキャプセルの設計や安全評価上極めて有用であると考える。
鈴木 哲; 秋場 真人; 荒木 政則; 大楽 正幸; 伊勢 英夫*; 横山 堅二
JAERI-M 91-085, 20 Pages, 1991/05
核融合実験炉用第1壁は定常熱負荷に耐えるため、強制冷却構造をもつことが要求される。そこで矩形冷却チャンネルをもつ放射冷却型・伝導冷却型第1壁模擬試験体に対して、電子ビームによる熱サイクル実験を実施した。この結果、核融合実験炉第1壁の一般熱負荷部を模擬した熱サイクル実験においては、放射冷却型試験体、伝導冷却型試験体のどちらにも健全性をそこなうような損傷は認められなかった。しかし、第1壁高熱負荷部を模擬した熱サイクル実験においては、放射冷却型第1壁模擬試験体のアーマタイル支持用のスリーブが溶融した。このため、今回の実験に用いた試験体は健全性を維持することができず、支持構造に改善の必要があることが判明した。
新谷 文将; 秋元 正幸
JAERI-M 91-071, 53 Pages, 1991/05
炉心の冷却条件の変化が無視できるような体系での反応度事故時の炉出力と燃料温度挙動を、制御棒駆動系の特性を考慮して解析できる高速計算コードSHETEMPを作成した。本コード開発の目的は原子炉設計や安全審査計算で要求される数多くのパラメータ計算を行うことのできる高速計算コードを提供する事である。本コードは原子炉過渡熱水力解析コードALARM-P1に組み込まれていた一点近似核動特性と非定常一次元熱伝導計算モデルに新たに炉出力を制御するモデルを追加したものである。本コードの妥当性は本コードの計算結果と解析解との比較により確認した。また、サンプル計算から本コードは上記の要件を満足できることが分かった。本報はコードマニュアルとして作成したもので、解析モデル、使用法等を記した。
M.Z.Hasan*; 功刀 資彰; 関 昌弘; 横川 三津夫; 伊勢 英夫*; 蕪木 英雄; ARIESチーム
Fusion Technology, 19, p.908 - 912, 1991/05
ARIESトカマク型核融合炉研究プログラムは、米国内大学・研究機関が参加したトカマク型核融合動力炉プラント開発を目指している。ARIES計画では3つの概念が提案されているが、ARIES-Iはこのうちの最初のもので、DT燃焼で第1次プラズマMHD安定性領域内で正味1000MWeの運転を行うものである。不純物制御と第1壁の防御は高リサイクルポロイダル方向ダイバータで行う。ターゲット板は中性子による放射化を低減化するために処理された2mm厚さのタングステンコーティングされたSiC冷却材流路で構成されている。タングステン被膜の目的はスパッタリングエロージョンとプラズマディスラプションに対する防護である。断熱計算、1次元非定常計算を通じて蒸発層やエロージョン層の厚さを求め、必要な被膜厚さを設計側へ提供した。さらにより現実的な解析を行うため、2次元非定常溶融・蒸発挙動の数値シミュレーションを実施した。
功刀 資彰; 秋野 詔夫; 一宮 浩市*; 高木 一郎*
Experimental Thermal and Fluid Science, 4, p.448 - 451, 1991/00
被引用回数：3 パーセンタイル：33.83(Thermodynamics)伝熱実験における基板内熱伝導による局所熱流束の評価方法とこの局所熱流束の可視化について記述された論文である。まず、平行平板流路内に設置された伝熱面温度分布を、著者らが開発した感温液晶を用いた高解像度サーモカメラシステムで可視化・計測(分解能0.01C)し、得られた稠密な温度分布を伝熱面基板上の境界面温度として3次元熱伝導数値解析を実施した。その結果、伝熱面上の局所温度分布に対応した伝熱面基板内の偏差熱流束が求められ、この偏差熱流束の可視化が可能となった。
秋本 肇; 阿部 豊; 大貫 晃; 村尾 良夫
JAERI-M 90-122, 36 Pages, 1990/08
TRAC-PF1/MOD2コードでは、燃料棒内の温度分布計算のために、2次元非定常熱伝導方程式が差分法により解かれる。差分法として一部に陽解法が用いられているため、小さなノード分割を用いる計算では、安定な解を得るためには小さなタイムステップサイズを用いる必要があり、多大な計算時間を必要としていた。大きなタイムステップサイズでも安定に計算できるようにするために、二次元非定常熱伝導方程式の陰解法ルーチンを、TRAC-PF1/MOD2コードに組み込んだ。陰解放ルーチンを組み込んだ修正版とオリジナル版を用い評価計算を行なった。解析解並びにオリジナルのTRAC-PF1/MOD2コードの結果との比較により、今回整備した陰解法ルーチンが信頼できるものであり、TRAC-PF1/MOD2コードに正しく組み込まれていることを確認した。陰解法ルーチンの組み込みにより、ノード分割が0.1mm以下にしても効率よく燃料棒内の温度分布を計算できようになった。
幾島 毅
JAERI-M 88-235, 133 Pages, 1988/12
熱伝導計算プログラムCASKETSS-HEATを開発した。CASKETSS-HEATは有限差分法による非線形熱伝導計算プログラムであり、次の特徴を有している。(1)1~3次元体系を取扱うことができる。(2)対流、ふく射境界の熱計算が可能である。(3)相度化、化学度化を伴う熱計算が可能である。(4)放熱フィンの取扱いが容易である。(5)データ配列は可変配列を採用している。(6)熱応力計算プログラムSAP5との結合を考慮している。(7)入力データ作成プログラムおよび計算結果図形表示プログラムが別途用意され、使用可能である。本文はCASKETSS-HEATの概要、計算式、入力データおよび計算例について記述したものである。
黒柳 利之
日本機械学会論文集,B, 52(473), p.117 - 125, 1986/00
表面温度変化には連続的に変化する場合と、一見、不連続に変化する場合とがある。後者の場合、たとえば、ステップ状表面温度変化はLegendre級数展開等で知られているように、連続的に変化する関数の重ね合せとして表現することができる。したがって、内部温度と表面温度との関係を表示するDuhamelの積分で、その被積分関数内に含まれる未知の表面温度は連続的に変化するものと見做す取扱いが可能である。このことより、Duhamelの積分は未知の表面温度およびその導関数を含む方程式に変換できる。この変換された式より、内部温度が一次元固体の断熱端で与えられる場合、同固体の他端の未知の表面温度および表面熱流束は、その断熱端での温度およびその導関数を用いて記述する式が導かれる。
黒柳 利之
日本機械学会論文集,B, 52(473), p.126 - 134, 1986/00
一次元固体内部の任意の一点で与えられる温度と熱流束変化の知見は同固体内の他のすべての点(表面も含む)の温度と熱流束を規定しているものと考えることが出来る。このことを示す式が、未知の温度または未知の熱流束を被積分関数に含むDuhamelの積分の取扱いから導かれる。内部点での知見が完全に与えられる場合には、これら本報の式は、本報とは異った方法で導かれたBurggrafの式等と同一の結果を与えるし、また、本報の式は、直問題で知られている各種温度応答で正しい記述を示す。内部点で与えられる知見が不完全の場合には、表面条件変化開始直後の小さい時間幅以外で、本報の各式は正しく温度応答を記述できる。この表面条件開始直後にある表面条件記述時の記述不能時間幅の最大値を平板,中空円柱,円柱の場合について示した。
石黒 美佐子; 幾島 毅; 篠沢 尚久*; 奥田 基*; 赤井 礼治郎*
JAERI-M 85-153, 47 Pages, 1985/10
非線型熱伝導解析コードHEATING6がベクトル化され、原研のFACOM VP-100で使用可能になった。6個の核となるサブルーチンをベクトル化のため書換えられ、95%のベクトル化率を得た。その結果、ベクトル化版はオリジナル版に較べ、核燃料輸送容器の熱解析において3倍、JT-60 NBIの加熱解析で4倍の速度向上を得た。本報告では、コードのベクトル化の概要、使用したベクトル化手法、得られた速度向上について述べる。
安藤 弘栄; 井川 博雅; 吉村 和美*; 大西 信秋
JAERI-M 85-019, 40 Pages, 1985/02
本報告書は、JRR-3改造炉の安全評価解析のうち、熱伝導解析コードHEATING5を用いて解析した「炉心流路閉塞事故」及び「重水流量喪失」の解析結果について述べたものである。「炉心流路閉塞事故」の解析においては、最も過酷な条件である1流路完全閉塞の場合においても、燃料芯材最高温度はホットスポットにおいて約150Cであり、最小DNBRは1.0を下まわらないことを確認した。また、「重水流量喪失」の場合には、熱交換器による重水の除熱を無視しても、重水タンク内の重水の温度上昇は、最大約94Cであり、飽和温度を下まわることを確認した。
入子 真規*; 与能本 泰介; 鈴木 光弘; 久木田 豊; 田坂 完二
JAERI-M 84-029, 49 Pages, 1984/02
ROSA-III装置による沸騰水型原子炉(BWR)の冷却材喪失事故(LOCA)に関する実験のための新しい炉心電気出力曲線を求めた。この出力曲線は、ROSA-III電気ヒーターロッドにおいて核燃料の被覆管表面熱流束を正しく模擬できるように定めたものである。一方、従来ROSA-III実験で用いられていた電気出力曲線は、被覆管表面熱流束が過大(保守的)になるように設定されていた。電気出力曲線を決定するため、燃料棒内の非定常熱伝導を考慮した被覆管表面の熱伝導に関する計算を行った。本計算では、被覆管表面では核沸騰が維持されると仮定した。これらの計算により、それぞれ平均出力ロッドおよび最高出力ロッドでの熱流束が正しく模擬されるような2つの電気出力曲線を得た。
幾島 毅
JAERI-M 84-017, 119 Pages, 1984/02
有限差分法による多次元非線形計算プログラムTRUMP3の改良版TRUMP3-JRが作成された。TRUMP3-JRには、TRUMP3の入力データが作成のためのプリプロセッサおよび計算結果の図形表示のためのポストプロセッサが付けられている。本報告には、計算式、計算プログラムの内容およびユーザのための入力出力形式が記述されている。さらに、計算例が計算プログラムの使用を説明するために記述されている。なお、本報告書はJAERI-memo57-190の公開版である。
