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清水 明; 大橋 弘史; 加藤 道雄; 林 光二; 会田 秀樹; 西原 哲夫; 稲葉 良知; 高田 昌二; 森崎 徳浩; 榊 明裕*; et al.
JAERI-Tech 2005-031, 174 Pages, 2005/06
JAERI-Tech-2005-031.pdf:20.71MB
従来、高温ガス炉と水素製造設備を接続するためのシステムインテグレーション技術の確立を目的として、HTTRへメタンガスの水蒸気改質による水素製造設備の接続が検討されて来た。その水素製造設備のモックアップモデルである実規模単一反応管試験装置を2001年度に完成し、これまでに水蒸気改質器をはじめ、各種の熱交換器に関する運転データを取得した。本報告では試験装置の水蒸気改質器,蒸気過熱器,蒸気発生器,放熱器,ヘリウムガス冷却器,原料ガス加熱器,原料ガス過熱器等、試験に使用した熱交換器の仕様と構造,文献に掲載された管外と管内の熱伝達率算出式を摘出整理した。また、試験において実測された各熱交換器の出入口温度,圧力,流量のデータから伝熱性能を評価するコードを新規作成した。実測データから得られた熱貫流率と、伝熱式を使って計算した熱貫流率とを比較し評価した。その結果、全機器において伝熱性能と熱効率が妥当であることが確認できた。
堀口 洋徳; 大山 光樹; 石黒 裕大; 平根 伸彦; 伊藤 和博; 亀山 巌
JAERI-Tech 2005-001, 38 Pages, 2005/02
JAERI-Tech-2005-001.pdf:2.79MB
JRR-4では、1992年に炭素鋼製からステンレス鋼製の熱交換器に更新した。その後、熱交換器の管理方法の検討を重ねてきた。その主なものが、熱交換器の洗浄技術である。旧熱交換器の冷却性能の回復には化学洗浄のみを行ってきたが、新たな方法として化学洗浄と乾燥洗浄を組合せた回復・維持を行っている。これは、伝熱管や配管への負担を軽減するとともに、コスト面にも大きな役割を果たしている。本書では、実績に基づく熱交換器の管理技術のまとめとして、JRR-4熱交換器の性能管理方法,洗浄方法及び冷却水の管理方法について報告する。
麻生 智一; 佐藤 博; 神永 雅紀; 日野 竜太郎; 門出 政則*
Proceedings of ICANS-XVI, Volume 2, p.935 - 944, 2003/07
J-PARCの核破砕ターゲットシステムでは、高い中性子強度・パルス性能を同時に実現できる扁平型構造の非結合型モデレータ、及び、高強度冷中性子ビームを広い立体角すなわち多くの利用者に供給可能な円筒型構造の結合型モデレータを設置する。超臨界水素(1.5MPa,20K)の使用を視野に入れた冷減速材の設計においては、容器構造設計とともに、容器内流動の妥当性を最適化する必要がある。扁平型及び円筒型冷減速材容器に関して、アクリル製の模擬容器を用いた水による可視化流動実験を行い、再循環流や流れの停滞域などの流動場を明らかにした。流動解析結果と実験を比較し、解析コードを検証した。これにより容器構造に対する実機容器内水素の温度分布の予測が精度よく可能となった。
正木 圭; 谷口 正樹; 三代 康彦; 櫻井 真治; 佐藤 和義; 江里 幸一郎; 玉井 広史; 逆井 章; 松川 誠; 石田 真一; et al.
Fusion Engineering and Design, 61-62, p.171 - 176, 2002/11
被引用回数：19 パーセンタイル：74.77(Nuclear Science & Technology)日本原子力研究所では、JT-60改修計画として、臨界プラズマ条件クラスのプラズマを電流拡散時間よりも十分長く維持することが可能な超伝導トカマク装置を検討している。この改修装置のダイバータターゲット開発のため、高い熱除去効率が期待されるスクリュウ管を採用した直接冷却ダイバータターゲットの試験体を製作し、耐熱試験及び熱伝達特性の評価を行った。試験体構造は、直接M10ネジ穴(スクリュウ構造)を加工したCu-Cr-Zrのヒートシンクに無酸素銅(OFHC)間挿材を挟み、CFCタイルと一体で銀ロウ付けしたものである。熱負荷試験条件は、1MW/m
~13MW/mで、それぞれ30秒間入射を行った。また、冷却水の流速は、4m/s(0.93MPa),5.6m/s(0.88MPa),8m/s(0.74MPa)と変化させた。試験体に取り付けた熱電対の温度とFEMの解析結果とを比較することにより、スクリュウ管の熱伝達係数を評価した。解析に用いた熱伝達係数は、評価式の確立した平滑管の2倍,3倍,4倍とした。その結果、上記3つの冷却条件において、スクリュウ管の熱伝達係数は、平滑管の約3倍となることがわかった。これは、スクリュウ管の1.5倍に相当する。熱サイクル試験では、10MW/m
15秒,1400回の照射においても熱電対の温度変化に異常は見られず、ロウ付け部の損傷もなかった。
神永 文人*
JAERI-Tech 2002-012, 68 Pages, 2002/03
JAERI-Tech-2002-012.pdf:2.45MB
シビアアクシデント時の伝熱現象における1つの素過程として、溶融炉心の長期の冷却特性に対して重要な事象である狭隘流路内の低流量条件下での沸騰熱伝達の解明を行った。自然循環条件下での実験と解析の結果、水を使用した結果とエタノールの一部の結果では、沸騰熱伝達に対する管径の影響が明確に現れ、細い管ほどまた圧力が高いほど熱伝達率が増加し、その値はプール沸騰の場合と比べかなり大きくなることが示された。また流動様式が環状流に遷移し、液膜の蒸発熱伝達が支配的であると仮定して解析すると、熱伝達を良く評価できることが示された。強制循環条件下での実験と解析の結果、ウエーバ数が伝熱様式に重要な影響があることが示された。ウエーバ数が0.15より小さい循環条件(質量流束62kg/ms以上)では、従来の強制循環での沸騰熱伝達とほぼ類似の特性を持つ。また、今回の実験範囲である低質量流束条件であっても、細管であるため対流熱伝達率は大きくなる。そのため、低熱流束領域では対流の効果が大きくなり、見かけ上、沸騰熱伝達が促進される。この場合、限界熱流束は甲藤のL領域相関で予測できる。一方、ウエーバ数が0.2より大きい循環条件(質量流束53kg/ms以下)では、沸騰熱伝達はより促進され、その促進は熱伝達様式が環状流での液膜蒸発熱伝達に遷移するためであることが示された。ただ、限界熱流束は甲藤のL領域相関式よりかなり小さくなる。その原因は、ウエーバ数が大きいため、液膜が伝熱面から剥離しやすくなり、小さな流量変動で、位置的,時間的にドライな状態が伝熱面に形成されやすくなるためである。したがって、低流量での狭隘流路内沸騰熱伝達評価には、実際に流路を流れる流量の考慮が最も重要であることが示唆された。
井口 正
JAERI-Research 2000-050, 107 Pages, 2000/09
JAERI-Research-2000-050.pdf:4.29MB
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。
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。
原山 泰雄; 染谷 博之; 麻生 智一; 新見 素二
JAERI-M 92-149, 78 Pages, 1992/10
JMTR内で照射される照射試験用キャプセルの型式として、内部へ高圧水を供給するタイプのキャプセルがある。本型式のキャプセルを設計するに当たっては、キャプセル内の熱挙動をできるだけ正確に把握しておく必要がある。そのための計算プログラムとしてSATCAPが作成された。現在、本タイプのキャプセルには、燃料棒照射用のBOCAキャプセルと材料試料照射用の飽和温度キャプセルがあり、照射に供されている。各々のキャプセルの照射挙動が解析された。その結果、これらキャプセルの熱挙動の解析に本計算プログラムは、十分な性能を有することが確認された。本報告書における計算プログラムSATCAP-Cは、供給水のキャプセル内への供給方法、外筒管の構造および照射試料の種類(燃料か材料か)を選択可能とし、現状で考えられる本型式のキャプセルの熱挙動を十分把握できるものである。
加藤 崇; 三宅 明洋*; 檜山 忠雄; 河野 勝己; 岩本 収市*; 戎 秀樹*; 高橋 強*; 濱田 一弥; 辻 博史; 塚本 信行*; et al.
Cryogenics, 32(92 SUPPL), p.260 - 263, 1992/00
超臨界圧ヘリウムでは例の少ないプレート・フィン型熱交換器の伝熱特性について、実験及び数値解析を行ない、将来核融合炉超電導磁石冷却に用いられる本型式の熱交換器設計データ・ベースを得た。実験結果として、超臨界圧ヘリウムと液体ヘリウムの本熱交換器における熱伝達特性を明らかとし、また、パルス的熱負荷応答に対する特性についてもデータを得た。数値解析では、液体ヘリウム側の流動様式を区別する手法により得られたデータを良く近似できることがわかった。
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。
原山 泰雄; 松並 清隆*; 石井 忠彦; 中村 仁一; 内田 正明
JAERI-M 91-003, 38 Pages, 1991/02
沸騰水キャプセル(BOCA)内部の熱的挙動の全体像を把握することを目的に熱解析を行なった。BOCAとは、材料試験炉(JMTR)において軽水炉燃料セグメントの出力急昇試験に使用している照射試験装置としてのキャプセルの一型式である。解析により、燃料セグメント線出力密度が600W/cm時、キャプセル外筒内面の熱伝達率は0.71W/cmK程度であることが明らかになった。さらに、燃料セグメント部で発生した熱量のうち10%程度の熱量はペレット・スタックの上側部分に移動し、冷却されると予想されることが分かった。
熊丸 博滋; 藤井 幹也*; 下桶 敬則; 田坂 完二*; 久木田 豊
Thermal Hydraulics of Advanced Heat Exchangers, p.31 - 37, 1991/00
(密着)二重管型熱交換器(蒸気発生器)の安全性を向上させるため、熱サイフォン式二重管型熱交換器を提案する。熱サイフォン式二重管型伝熱管の伝熱性能を調べるため、1次系流体、作動流体、2次系流体に、沸騰水、減圧した水、室温流動水をそれぞれ用いて実験を行なった。実験で求まった最大総括熱通過率は、熱サイフォン部内の全外管表面で沸騰かつ全内管表面で凝縮と仮定した簡単な計算手法により求めた結果とよく一致した。この計算手法により実炉条件に対して求めた熱サイフォン式二重管型伝熱管の伝熱性能は、(密着)二重管型伝熱管の伝熱性能とほぼ等しくなった。総括熱通過率と充填率の関係を予測する計算モデルも、本論文中に提案されている。
G.Xu*; 熊丸 博滋; 田坂 完二
JAERI-M 89-178, 35 Pages, 1989/11
原研の単一燃料棒実験装置において、再冠水実験を行った。主なパラメータは、再冠水速度、初期表面温度及び線出力である。実験は全て1MPaで行った。また、全て飽和水を注入した。実験は、0.01~0.18m/sの再冠水速度、677K~903Kの初期表面温度、及び0~2.712kW/mの線出力をカバーしている。実験では、クエンチ速度と再冠水速度の比が0.204より0.744まで変化した。高再冠水速度実験の結果は、蒸気流中にかなりの量のエントレインメント液体が存在していることを示した。クエンチ温度は、633Kより708Kまで変化し、その変化は狭い範囲、約75K以内であった。また、実験結果は、低再冠水速度及び低線出力で得られたデータを除けば、同じLo(クエンチフロントよりの距離)の値に対して、膜沸騰熱伝達係数は狭い範囲で変化することを示した。
丸山 創; 高瀬 和之; 日野 竜太郎; 井沢 直樹; 菱田 誠; 下村 寛昭
Nucl.Eng.Des., 102, p.1 - 9, 1987/00
被引用回数：9 パーセンタイル：66.68(Nuclear Science & Technology)多目的高温ガス実験炉炉心燃料体を模擬した燃料体スタック実証試験装置(T
)により、燃料チャンネル1本分に関する伝熱流動試験を行った。試験の結果、燃料棒の摩擦係数と熱伝達率は内面加熱時の平滑環状流路の値と比較して、それぞれ約20%、約15~60%高い値を示した。この原因として燃料棒表面に取り付けられたスペーサリブによる伝熱促進効果、あるいは両面加熱による熱伝達率の向上が考えられる。また低レイノルズ数域において、熱放射が有効な伝熱機構であることが確認された。
丸山 創; 高瀬 和之; 日野 竜太郎; 井沢 直樹; 河村 洋; 下村 寛昭
Nucl.Eng.Des., 102, p.11 - 20, 1987/00
被引用回数：5 パーセンタイル：50.76(Nuclear Science & Technology)高温ガス試験炉炉心燃料体を模擬した燃料体スタック実証試験装置(T)により、燃料体1カラムに関する伝熱流動試験を行った。併せて3次元温度分布解析コードを作成し、模擬燃料体内の温度分布解析を行った。均一出力分布試験により得られた燃料棒の熱伝達は、1チャンネル試験の結果と良く一致し、スペーサゾブにより伝熱が促進されることが確認された。カラム内の任意の1流路の発熱量を変化させた不均一出力分布試験の結果、温度分布のひずみにより冷却材流量が再配分されることが確認された。また3次元温度分布解析の結果、不均一出力分布試験及び炉心内出力分布を模擬した傾斜出力分布試験における黒鉛ブロック水平断面内の最高温度と最低温度の差は、それぞれ約35
C、約20度であった。
数土 幸夫; 刑部 真弘
Journal of Nuclear Science and Technology, 20(4), p.322 - 332, 1983/00
被引用回数：13 パーセンタイル：78.81(Nuclear Science & Technology)本研究は、加圧水型原子炉の冷却機喪失事故の再冠水過程において、燃料棒被覆管のふくらみによって生ずる流露閉塞の、炉心熱伝達に及ぼす影響について、特に流路閉塞が1燃料集合体規模で生じている場合のバイパス流れの影響とパラメータ効果に注目して調べたものである。閉塞率約60%の流路閉塞がある実規模の模擬燃料集合体2体と、健全な模擬燃料集合体6対の計8体を横一列に配置した、平板炉心試験装置で、最もありうる冷却水注入条件での強制注入実験を行い、クエンチ及び熱伝達率特性に注目して、その影響を調べた。その結果、(1)流路閉塞の影響は、流路閉塞のある集合体の流路閉塞部の下流にのみ冷却が促進する形で現われる、(2)従って流路閉塞によるバイパス流れの効果は無視できる、(3)蓄圧注入による冠水速度が、流路閉塞部下流の冷却促進に大きな影響を持つ、ことが明らかとなった。
西沢 市王; 坂本 勉*; 勝山 和夫; 進士 義正; 三戸 規生; 松元 章
JAERI-M 9910, 37 Pages, 1982/01
3m
/hrの処理能力をもつ蒸気圧縮型蒸発処理装置を1978年3月に設置した。設置後、コ各種の試験を実施し装置の特性、最適運転条件を調べた。続いて実廃液の処理を実施し、さらにメンテナンスについても経験を積んできた。これらの経験から、(1)定格処理量は、設計条件である3m/hrが満足できた。また処理量を50%まで安全に制御して運転できた。さらに除染係数は10以上が得られた。(2)運転維持費に関係する蒸発比は、単効用蒸発処理装置と比較して14倍になった。したがって加熱源は1/14ですむ。(3)伝熱面に付着したスケールは、化学除染法でほぼ完全に除去できた。(4)主要機器の性能低下は、実廃液を約3,000m処理した時点においても見られない。 このことから、放射性廃液の処理に、蒸気圧縮式蒸発処理法も有力な処理手段であることが実証された。
