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) plasma-current start-up in JT-60U芳野 隆治; 関 正美
Plasma Physics and Controlled Fusion, 39(1), p.205 - 222, 1997/01
被引用回数：38 パーセンタイル：75.07(Physics, Fluids & Plasmas)JT-60Uにおいて、ヘリウム初期ガスとLHRF加熱を併用することにより、0.08V/m(1.7V)の低電圧(低ループ電圧)でのプラズマ着火を達成した。1.5~3.0
10
Torr(2-410
Pa)と低い初期ガス圧にもかかわらず、逃走電子は発生していない。LHRF加熱では、初期電離を起こしていないが、放射障壁を通過する時間を短くし、それにつづく30kA以下でのプラズマ電流立上げを安定化した。その結果として、35kAから1MAまで、1.8V以下で、0.2MA/sの電流立上げを実現した。ヘリウム初期ガスは、プラズマ着火電圧を低減するとともに、プラズマ着化を安定化するため、ITERの着火条件を緩和するのに有効である。
)による高温工学試験研究炉(HTTR)炉床部の冷却特性試験と解析井岡 郁夫; 稲垣 嘉之; 鈴木 邦彦; 國富 一彦; 宮本 喜晟
日本原子力学会誌, 37(3), p.217 - 227, 1995/00
被引用回数：1 パーセンタイル：17.53(Nuclear Science & Technology)高温工学試験研究炉(HTTR)の炉床部金属構造物の健全性を実証するため、HTTR炉床部を模擬したほぼ同寸法の炉内構造物実証試験部を用いて冷却特性試験を実施した。HTTRの運転条件を模擬した試験を行い、炉床部の温度分布が円周方向でほぼ均一であること、金属構造物の温度が設計値を下回ること、炉床部からの熱損失がほぼ無視できることを確認した。また、高温プレナム内外差圧を増加させた場合、炉床部のすき間を流れる漏洩低温Heガス量は増加するが、炉床部の円周方向温度分布にはほとんど影響がないことを確認した。炉床部の詳細な温度分布を把握するため、解析コードを開発し、炉床部に異常な高温部がないことを示した。また、HTTR運転末期においても、炉床部金属構造物の温度は設計値を下回り、その健全性が維持されることを示した。
)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。
丸山 創; 高瀬 和之; 日野 竜太郎; 井沢 直樹; 河村 洋; 下村 寛昭
日本原子力学会誌, 29(2), p.133 - 140, 1987/02
被引用回数：1 パーセンタイル：19.35(Nuclear Science & Technology)多目的高温ガス実験炉心の1カラムを模擬したHENDEL燃料体スタック実証試験部(T
)多チャンネル試験装置により、カラム内の模擬燃料棒の発熱量に任意の分布を与えた伝熱流動試験を実施した。併せてカラム内の発熱量分布に起因する黒鉛ブロック温度分布を調べるために、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。カラム内の任意の1流路の発熱量を変化させる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および炉心内出力分布を模擬した傾斜出力試験における黒鉛ブロック水平断面内温度の最大値と最小値の差は、それぞれ約35C、約20Cであった。
日野 竜太郎; 丸山 創; 高瀬 和之; 菱田 誠; 井沢 直樹; 下村 寛昭
日本原子力学会誌, 28(6), p.527 - 533, 1986/00
被引用回数：2 パーセンタイル：32.47(Nuclear Science & Technology)多目的高温ガス実験炉(VHTR)燃料体の熱設計および安全性の評価に寄与するため、大型ヘリウムガスループ(HENDEL)に12本の電気加熱方式の模擬燃料棒を組み込んだ燃料体1カラムの実寸代模型「燃料体スタック実証試験部(T)多チャンネル試験装置」を設置し、実験炉とほぼ同じ温度圧力条件のもとで試験を開始した。本報は、燃料体の基本的な伝熱流動特性を把握するために、12本の模擬燃料棒の熱出力を均一にして行った試験結果について報告するものである。本試験の結果、それぞれの流路を流れるヘリウムガス流量および燃料ブロック水平断面内の温度分布がほぼ一様であることがわかった。一方、模擬燃料棒の熱伝達は、模擬燃料棒の発熱量のうち放射熱量がかなりの割合を占めること、また、燃料棒の熱設計に使用されている熱伝達の式(平滑環状流路の熱伝達率)は実際の場合より低い値を与え、十分に安全側にあることが明らかとなった。
井岡 郁夫; 國富 一彦; 菱田 誠; 田中 利幸; 下村 寛昭; 佐野川 好母
JAERI-M 85-056, 18 Pages, 1985/05
大型構造機器実証試験ループ(HENDEL)には、繊維系の内部断熱層を設けた高温配管が設置してある。この配管の断熱性能を把握することを目的として、昭和57年度から実施したHENDELの運転で、耐圧管表面温度・熱流束・有効熱伝導率の計測を行ってきた。本報では、伝熱コードAYERを用いて過渡時の温度分布を解析し、高温配管の内部断熱層の温度伝導率等を求め以下の結果を得た。温度伝導率:1.510
(m
/s) 比熱:1.16(KJ/Kg.K)
國富 一彦; 井岡 郁夫; 梅西 浩二*; 菱田 誠; 田中 利幸; 下村 寛昭; 佐野川 好母
JAERI-M 85-008, 20 Pages, 1985/02
大型構造機器実証試験ループ(HENDEL)には、耐圧管の内側に繊維系断熱材を設けた高温配管が設置してある。この配管の断熱性能を把握することを目的として、昭和57年度から実施したHENDELのNO1~NO6サイクルの運転では耐圧管表面温度、熱流束等の計測を行ってきた。この熱流束の計測には薄膜の熱流束計を用いてきたが、昭和58年5月~7月にかけて行ったNO8~NO9サイクルの運転では、さらに詳細な熱流束を計測するために、耐圧管の周囲に空冷ダクトを設置し耐圧管表面を強制冷却することにより耐圧管表面からの放散熱量を求めた。本報は、空冷ダクト試験装置の概要について述べると共に、NO8~NO9サイクルの運転の試験結果をまとめたものである。
佐野川 好母; 井沢 直樹; 河村 洋; 奥 達雄; 戸根 弘人
JAERI-M 84-190, 177 Pages, 1984/10
本報告は、昭和57年度と58年度における高温工学部の研究開発を述べたものである。当部の研究開発は主として多目的高温ガス実験炉、核融合炉に関するものであり、伝熱、流体力学、構造工学、材料試験、計算コードの開発、ヘンデルの運転、ヘンデルの燃料体スタック実証試験部(T)による試験で得た主要な研究成果を記載した。
戸根 弘人; 岡本 芳三
JAERI-M 84-083, 44 Pages, 1984/05
高温ガス冷却炉のヘリウムガス冷却材には化学的不純物ガス及び核分裂生成物が存在する。ヘリウムガスは不活性であるが、不純物ガスと高温の原子炉構成材料との化学反応によって酸化、脱炭、侵灰を生じ、更に酸化物生成物の放射化および放射能の蓄積などを生じる。このため、不純物ガス濃度の低減、並びにヘリウムガス冷却材の化学的雰囲気の制御は高温ガス冷却炉のヘリウム技術の重要な分野である。ここでは、高温ガス冷却炉及びガスループのヘリウム技術を調査、整理し、今後のヘリウム技術開発の試料とした。
佐野川 好田; 橋本 商*; 井沢 直樹; 奥 達雄; 河村 洋
JAERI-M 82-133, 127 Pages, 1982/10
本稿は昭和56年度における高温工学部の研究活動を述べたもので、我々の研究開発は、主として、多目的高温ガス炉、核融合炉に関するものである。報告は材料試験、計算コードの開発、熱伝導、流体力学、構造機器、およびヘンデルのマザー・アダプターセクションの建設において得た主な成果について記載した。
秋野 詔夫; 椎名 保顕; 根小屋 真一; 滝塚 貴和; 江森 恒一; 佐野川 好母; 岡本 芳三
JAERI-M 9195, 41 Pages, 1980/11
本報告書は、高温燃料試験体を大型高温ヘリウムガスループ(HTGL)に接続するために製作された高温配管の設計・製作・運転・性能等についてまとめたものである。本配管は、HTGLの加熱体から高温燃料試験体までの入口配管と、試験体からHTGLの再生熱交換器までの戻り配管とから成り立っている。戻り配管の試験体側には、混合冷却器が組み込まれている。本配管の方式は、内部断熱の単管である。構造上の特徴は、ガス流路と一体化された金属箔パッケージ型の断熱層を用いた点にある。また、バイパス流れを防止するための区画板も一体化されている。本配管の外径は216mm
、流路径は38mm、最高温度は850C、最高圧力は40気圧である。
戸根 弘人
JAERI-M 8031, 13 Pages, 1979/01
高温ガス炉のヘリウム冷却材の精製に使用する酸化銅ベッドの設計法に関する検討を行なった。CuOによるHの酸化反応は気相接触反応で、総括反応速度とガス境膜物質移動速度から、この反応の律速段階はガス境膜の物質移動ではなくCuO表面の化学反応にあることがわかった。酸化銅ベッド内のHの酸化プロセスは一般の触媒反応塔内のプロセスと類似である。しかし、酸化銅ベッドでは反応の進行と共にベッド内のCuO/Cuの比が減少し、このため反応速度が減少する点が一般の触媒反応塔のプロセスと異なっている。したがって、この報文では触媒反応塔で用いられているHRU(Height of Reaction Unit)の概念と、このHRUがCuOの減少に比例して酸化銅ベッド内を移動するというプロセスを用いて酸化銅ベッドの容量をもとめる方法を得た。
戸根 弘人
チタニウム・ジルコニウム, 25(4), p.167 - 178, 1977/04
H.T.G.R.は一次冷却材としてHeを、減速材および燃料被覆材としてグラファイトを使用する。H.T.G.R.の炉心出口の冷却材温度は700C以上の高温となるが、Heとグラファイト間の両立性に関しては問題ない。しかし、冷却材に含まれる不純物によってグラファイトおよび他の構造材が酸化される。このため、He純化技術が耐熱材料の開発と共にH.T.G.R.建設のキーポイントとなっている。高温ガス炉用He純化装置の開発が原子力先進国によって行われているが、ヘリウム冷却材に含まれる水素の除去にチタンスポンジが最近使用されるようになった。このチタンスポンジは水素の吸収量が大きく、しかもその温度制御が容易などの利点を有している。この報文ではH.T.G.R.におけるチタンスポンジの使用と、JMTRのOGL-1に使用されたチタンスポンジトラップについて説明した。
戸根 弘人
JAERI-M 6505, 18 Pages, 1976/04
JMTRに設置されているOGL-1ガススループヘリウムガス圧力30kg/cmで試料部出口の最高ガス温度1000Cを目標としている。このガスループのヘリウム冷却材の不純物濃度を10ppm以下に維持するため、4つのトラップから構成されるヘリウム精製系がOGL-1に設置される。この精製系の設計において、これらのトラップの容量を決めるために用いた吸着等温線、計算方法、計算式などの詳細を示し、更にトラップ容積、寸法を決定するまでの経過についても記載した。
