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森山 伸一; 関 正美; 寺門 正之; 下野 貢; 井手 俊介; 諫山 明彦; 鈴木 隆博; 藤井 常幸; JT-60チーム
Fusion Engineering and Design, 74(1-4), p.343 - 349, 2005/11
被引用回数：7 パーセンタイル：44.84(Nuclear Science & Technology)JT-60Uにおいて、高
プラズマの長時間維持等を目指した最大65秒間放電を継続する実験を行っている。電子サイクロトロン(EC)装置は、加熱だけでなくリアルタイムで入射角度を制御できるアンテナを開発し、電流分布制御や新古典テアリングモードの抑制による閉じ込め性能改善に貢献している。これまでに2.8MW, 3.6秒(10MJ)の入射を達成しているが、プラズマの長パルス化にあわせて0.6MW, 30秒の入射を目指している。伝送系冷却と真空排気の増強,耐ノイズ性能を高める改造とともに導波管型の1MW定常模擬負荷を用いたジャイロトロン動作の調整を行い、8.7秒間のプラズマへの入射と16秒間(400kW/ユニット)のジャイロトロン出力に成功している。ジャイロトロンのパルス幅延伸には、長時間の電子放出でカソード温度が下がりビーム電流が減少して発振条件がずれる問題への対処が重要であり、パルス中にヒータ電力,アノード電圧を上げる制御を行うことで良好な発振条件を持続させることに成功した。一方、低域混成波(LH)電流駆動装置では長年の実験で変形したステンレス製アンテナ先端を炭素化する改造を行い、入射パワーと耐熱負荷性能の向上が期待される。これまでに5.1MJまでの入射を達成しておりエージングを継続中である。
井口 正; 柴本 泰照; 浅香 英明; 中村 秀夫
Proceedings of 11th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-11) (CD-ROM), 8 Pages, 2003/04
BWRの水力不安定時には、流量変動に同期して燃料被覆が沸騰遷移とリウェットを周期的に繰り返すことが知られている。著者らは、THYNC試験装置により、実機核燃料と同長、同径の模擬燃料による2
2管群試験部を用いて、水力不安定実験を行った。その結果、模擬燃料出力を増加すれば、このような周期的沸騰遷移状態が発生し、さらに模擬燃料出力を増加すれば膜沸騰が持続する状態に至り、いずれの場合も模擬燃料温度は逸走しないことを確認した。周期的膜沸騰発生条件は、流量瞬時値が定常沸騰遷移曲線を下回るときで近似できた。持続的膜沸騰は、流量変動の振幅などの振動特性に依存するものの、質量流束変動の中心値が定常沸騰遷移曲線より小さいチャンネル出力で発生した。持続的膜沸騰発生条件は、低圧(2MPa以下),低流量(400kg/m2s以下)の条件では、梅川のモデルとほぼ一致した。高圧(7MPa)では、流量変動1周期間の熱バランスに基礎を置いた実験式とほぼ一致した。TRAC-BF1コードにより、周期的膜沸騰や持続的膜沸騰を予測できた。周期的膜沸騰遷移出力の予測結果はほぼ実験結果と一致したが、リウェット挙動の予測が不適切のため持続的膜沸騰遷移出力はよく予測できなかった。
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/m
K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。
安藤 真樹; 三澤 毅*; 仁科 浩二郎*; 代谷 誠治*
Journal of Nuclear Science and Technology, 34(5), p.445 - 453, 1997/05
被引用回数：6 パーセンタイル：47.9(Nuclear Science & Technology)核的結合度が弱いような軸方向非均質炉心の核特性を調べることを目的とし、京都大学臨界集合体(KUCA)の固体減速架台において実験を行った。実験体系は内部ブランケットにより炉心が上下に分割された結合炉心であり、2炉心間の核的結合度が弱く中性子束歪(Flux Tilt)が発生しやすい体系である。測定した制御棒の微分反応度曲線は上下炉心間で非対称となり、これは制御棒挿入に伴い生じたFlux Tiltの影響であると考えられる。Flux Tiltの発生を金線の反応率分布測定により詳細に調べた結果、制御棒を上部炉心の一部に挿入することによりFlux Tiltが顕著に発生し、また、中性子束分布の歪み方は炉心部では一様であり、エネルギー依存性もないことが分かった。一次モード固有値間隔とFlux Tiltの関係式をEHP法により導出し、金線反応率分布の測定結果よりFlux Tiltを定量的に求め固有値間隔を得た。得られた固有値間隔は計算値と良く一致した。
伊藤 智庸*; 小泉 徳潔; 三浦 友史; 松井 邦浩; 若林 宏*; 高橋 良和; 辻 博史; 島本 進
Proc. of 16th Int. Cryogenic Engineering Conf. /Int. Cryogenic Materials Conf., 0, p.1301 - 1304, 1996/00
QUELLは、ITERのR&Dの1つで、導体の安定性性を評価する実験である。安定性実験では、導体を誘導加熱することにより初期の常電導を発生させる。誘導加熱は導体を直接的かつ時間遅れなしに加熱できる点で優れているが、ケーブル・イン・コンジット導体の場合、導体に印加された誘導加熱量を計算では求めることができない。熱量法によりQUELL導体の誘導加熱量の較正実験を行い、評価した。安定性では、素線とコンジットに印加された加熱量を別々に評価するため、同様に素線とコンジットの誘導加熱量を評価した。結果、誘導加熱量は、電流の2乗の積分値に比例し、その比例定数は素線で0.0226コンジットで0.2289となった。
染谷 博之; 遠藤 泰一; 星屋 泰二; 新見 素二; 原山 泰雄
JAERI-M 90-214, 57 Pages, 1990/11
JMTRでは、照射目的に合わせ種々の照射試験用キャプセルが設計・製作され、照射試験に供されている。多段独立制御ヒータ付きキャプセルは、キャプセルの一型式であり、キャプセル内に複数個の電気ヒータを組み込み、その供給電流を独立に調整可能である。本タイプキャプセルの照射試料は、試料ホルダーに挿入される。試料ホルダーと外筒間のガスギャップ寸法は、軸方向にわたり試料温度が平坦化するように設計される。原子炉の出力変動等による温度変化は、試料ホルダー表面の溝に取り付けたヒータによって目標温度になるよう矯正される。この報告書では、本タイプのキャプセルについて設計・製作の経験ならびに現在までにキャプセルの照射により得られたデータの整備をすることにより、考えられる合理的一設計手法について述べたものである。
熊丸 博滋; 田坂 完二*
JAERI-M 90-142, 63 Pages, 1990/08
LSTF(大型非定常試験装置)実験のための新出力曲線を、特に遅発中性子による核分裂の出力の評価及びPWR(加圧水型原子炉)燃料棒の蓄積熱の考慮という2点において、最適評価ベースで計算した。LSTFヒータロッド中の外側絶縁材の熱伝導率の値に不確かさがあるため、LSTFヒータロッドの蓄積熱は無視し、最終的には、PWR燃料棒よりの熱伝達量が新出力曲線として採用された。新出力曲線をLSTF炉心出力曲線として用いた場合、LSTFヒータロッドよりの熱伝達量は、PWR燃料棒よりの熱伝達量と比較して、少し保守的な値を与える。
)の建設,(II); 試験装置と開発試験稲垣 嘉之; 國富 一彦; 井岡 郁夫; 近藤 康雄; 林 晴義; 宮本 喜晟; 鳥谷 尚志*; 山口 茂
日本原子力学会誌, 30(5), p.427 - 433, 1988/05
被引用回数：1 パーセンタイル：19.68(Nuclear Science & Technology)HENDEL炉内構造物実証試験部(T試験部)は、原研で開発を進めている高温工学試験研究炉の炉床部を模擬している。高温工学試験研究炉と同じ条件下でT試験部の試験を行うために、内部隔壁、流量調節装置、領域別ヒータ、流量測定ブロック等の試験装置を製作した。試験装置の設計上の問題点は、その制作中に行った各要素の開発試験により解決した。最終的に総合機能試験により、4.0MPa、1000
Cのヘリウムガス雰囲気中で、試験装置が所定の性能を有することを確認した。
河村 弘; 土田 昇; 桜井 文雄; 石井 忠彦; 瀬崎 勝二
JAERI-M 85-211, 50 Pages, 1985/12
JMTRでは、軽水炉燃料の安全性研究として出力急昇試験設備(BOCA/OSF-1)を用いて種々の出力急昇試験が行われている。本出力急昇試験では、燃料の破損しきい値等を明確にするために、燃料棒の出力を精度良く評価することが重要になる。本報告書では、BOCA/OSF-1での出力評価方法及びその評価精度について検討した。その結果、OSF-1冷却水温度の不安定性のため、一般的なカロリメトリック法、すなわちOSF-1冷却水の出入口温度差と流量から求める方法と異なるOSF-1冷却水出口側温度のみによる出力評価法により、燃料棒出力が300W/cm及び6600MW/cm時に各々
6.4%及び4.3%の精度で評価できることが明らかになった。
鈴木 元衛
JAERI-M 83-096, 49 Pages, 1983/07
軽水炉の冷却材喪失事故において燃料集合体のジルカロイ被覆管のふくれ変形中に起きると想定される、被覆管の間の機械的・熱的相互作用を調べるために、単一の模擬燃料棒を8本の非加圧外部発熱パイプで囲んだ状態で変形破裂試験を行った。この外部発熱体と接触した、ふくれ変形中の被覆管の変形・破裂挙動は、単に被覆管と発熱体との間の温度差のみならず、ふくれ変形が進行している時の内圧と温度にも依存することが見出された。また観察と解析により、被覆管のフープ引張応力は、被覆管の発熱体との接触面の外側に生じる変曲点において最大となることが見出された。
秋野 詔夫; 武山 友憲; 椎名 保顕; 佐野川 好母; 岡本 芳三
JAERI-M 9196, 41 Pages, 1980/11
大型ヘリウムガスループ(HTGL)で実施した高温燃料試験に使用するために、VHTR燃料棒を模擬した黒鉛を伝熱面とする加熱体を開発した。高温燃料試験体に組み込んで、最高1000C・40気圧のヘリウムガスの流れのなかで最大300w/cmの出力を達成することができた。測定された熱伝達率の精度も非常に良かった。
中田 宏勝; 相沢 雅夫
JAERI-M 8837, 84 Pages, 1980/05
軽水炉燃料ピンのペレット-被覆管機械的相互作用(PCMI)に関する知見を得るため、3本の特殊仕様燃料ピンを1本づつ同一構造のキャプセル(76F-1A,76F-2A,および76F-3A)に封入してJMTRで照射した。キャプセルには燃料ピンの照射中変形を阻害せず被覆管の温度を低く保つためNaKを熱媒体として使用するとともに、燃料ピンの発熱量を正確に測定するため燃料ピン周囲に電気ヒーターを巻きつけ計算によらず熱媒体温度と発熱量の関係を求め得るようにした。この結果、照射中の最高発熱量は76F-1Aキャプセルの場合で342w/cm、76F-2Aの場合で386w/cm、更に76F-3Aキャプセルの場合で397w/cmであることがわかった。本報告では、これらキャプセルの設計、製作、および検査、発熱量の測定法を確認するために行った実験の結果などとともに、キャプセルの発熱量を含む照射履歴についてのべる。
