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大平 茂; 多田 栄介; 羽田 一彦; 閨谷 譲; 丸尾 毅; 橋本 正義*; 荒木 隆夫*; 野元 一宏*; 鶴 大悟; 石田 敏勝*; et al.
Fusion Engineering and Design, 54(3-4), p.515 - 522, 2001/04
被引用回数：3 パーセンタイル：27.1(Nuclear Science & Technology)原研で開始されている、ITERの安全設計検討、建設のための設計の具体化、設計基準の整備のための検討の現状及びITERの安全に関するR&Dについて概説する。ITERの安全設計と技術的に考慮すべき要件の検討の過程で考慮されるべき重要な要素として、固有の安全性及び高いレベルの受動的安全性があげられる。これらの安全上の特徴により、基本的に異常の事故への拡大は特別の対処なしに防止可能であり、気密性を持った一次閉じ込め系とこれを取り囲むコンファイメント施設とによりITERの安全確保が可能であることについて述べる。ITERに特徴的な機器の構造設計基準や日本への立地の際に必要とされる免震設計の基準確立のための委員会における検討状況や、原研において進められている、トリチウム閉じ込め、免震構造設計、ICE/LOVA事象等にかかわるITERの安全性に関するR&Dについても報告する。
高瀬 和之
Fusion Engineering and Design, 54(3-4), p.605 - 615, 2001/04
被引用回数：12 パーセンタイル：64.73(Nuclear Science & Technology)核融合実験炉で真空境界破断事象(LOVA)が起きた場合の空気侵入挙動、放射化ダストの飛散挙動及び均圧後に発生する置換流挙動を高精度で予測するための熱流動解析コードを開発し、コンパクトITERの寸法諸元を模擬した体系下でLOVA解析を実施した。本解析コードは圧縮性流体の連続式、運動量式、エネルギー式と気体の状態方程式、ダスト粒子の運動方程式、置換質量計算式等から構成され、3次元解析が可能である。特にLOVA発生後のITER内での流れの非定常さや層流から乱流への遷移挙動を模擬するための乱流モデルを提案し、乱流自然対流の解析を可能とした。ITERではLOVA発生後に真空容器内に停滞するダストの100%が容器外部に流出すると想定しているが、本解析結果は容器外部への流出ダスト量は十分な時間経過後でも10%未満であることを定量的に示した。
高瀬 和之
Fusion Technology, 39(2-Part.2), p.1043 - 1049, 2001/03
核融合実験炉で真空境界破断事象(LOVA)が起きた場合の放射化ダストの飛散挙動を高精度で予測するための熱流動解析コードを開発し、既設の予備実験装置及びコンパクトITERを模擬した体系下でLOVA事象解析を行った。開発した解析コードは圧縮性流体の連続式、運動量式、エネルギー式、気体の状態方程式、ダスト粒子の運動方程式等から構成される。また、LOVA事象時に真空容器内に生じる強い乱流成分を模擬するために従来の非圧縮性k-
乱流モデルを拡張し圧縮性乱流場への適用を可能にした。一連の解析結果から、ITER条件下でLOVA事象中に真空容器内部から置換流によって外部に同伴されるダスト量は全ダスト量の15%以下であることを定量的に明らかにした。
高瀬 和之; 小瀬 裕男*; 久米 悦雄; 秋本 肇
可視化情報学会誌, 20(suppl.1), p.113 - 114, 2000/07
核融合炉における熱流動関連の異常事象として真空容器内冷却材侵入事象(ICE)や真空境界破断事象(LOVA)が考えられている。著者らはICE及びLOVA事象下における核融合炉の安全性を定量的に評価するための第1ステップとして現象把握実験を行い、ICE時の圧力上昇挙動やLOVA時の置換流挙動を実験的に明らかにした。しかしながら、圧力上昇に影響を及ぼす温度分布やボイド率分布、置換流に同伴される放射化ダストの飛散分布などを核融合炉条件下で実験的に求めることは容易ではない。そこで、本研究はICE及びLOVA事象時における核融合炉内の熱流動挙動をTRAC等の3次元コードを使って数値的に明らかにし、さらに解析結果を新たに開発した可視化プログラムを使って2次元及び3次元的に可視表示して現象理解を容易にしたものである。本研究の結果、真空容器内で想定されていた熱流動現象を実際の画像イメージとして定量化することに成功した。現在は現象把握をよりいっそう簡便化するために解析結果のアニメーション化を計画中である。
高瀬 和之; 功刀 資彰*; 関 泰; 秋本 肇
Nuclear Fusion, 40(3Y), p.527 - 535, 2000/03
被引用回数：11 パーセンタイル：34.99(Physics, Fluids & Plasmas)国際熱核融合実験炉(ITER)の熱流動安全性研究として、真空容器内冷却材侵入事象(ICE)及び真空境界破断事象(LOVA)下における伝熱流動特性をICE/LOVA予備実験装置を使って明らかにした。ICE予備実験では、冷却材侵入後の圧力上昇速度と温度の関係を把握するとともに、水蒸気凝縮の促進によって圧力上昇を抑制できることを原理的に実証した。一方、LOVA実験では、真空破断後に真空容器内が真空から大気圧になるまでの時間と破断面積の関係を実験的に把握した。また、破断口部に発生する置換流の定量測定結果を基に置換流に同伴される放射化ダクトの飛散分布を予測した。これらICE/LOVA予備実験の成果は核融合実験炉用熱流動安全性評価解析コードの検証に利用された。さらに、ITER工学設計活動の延長期間中に行う計画であるICE/LOVA統合試験の概要、試験項目及び試験スケジュールを示した。本試験の目的は、核融合実験炉における熱流動安全性の考え方の妥当性やICE/LOVA事象下でのシステム安全系の総合性能を実証し、核融合実験炉の安全評価に備えることである。
小瀬 裕男*; 高瀬 和之; 秋本 肇
JAERI-Research 99-075, p.95 - 0, 2000/01
JAERI-Research-99-075.pdf:4.62MB
核融合実験炉における熱流動に関連する異常事象としては、真空容器内冷却材侵入事象(ICE: Ingress-of-Coolant Event)と真空境界破断事象(LOVA: Loss-of-Vacuum Event)が考えられる。これらICE及びLOVA事象下における熱流動特性を定量的に評価するためにICE/LOVA統合試験装置が計画されている。本研究は、ICE/LOVA統合試験装置の建設前に、ICE事象下における伝熱流動特性を軽水炉の熱流動安全性評価解析のために開発されたTRAC-PF1コードを使って数値予測した。
高瀬 和之; 小瀬 裕男*; 秋本 肇
日本機械学会関西支部第75期定時総会講演会講演論文集, p.13_11 - 13_12, 2000/00
核融合炉で真空容器内冷却材侵入事象ICE(Ingress-of-Coolant Event)及び真空境界破断事象LOVA(Loss-of-VAcuum event)が起こった場合の熱流動挙動を数値解析的に調べ、熱流動安全性に関する予測精度の向上を図った。ICE事象解析ではTRAC-PF1コードを使って国際熱核融合実験炉(ITER-FDR)の二相流解析を行い、侵入水量と圧力上昇速度の関係及びサプレッションタンクの凝縮特性と圧力上昇抑制効果の関係を明らかにした。LOVA事象解析では固気混相流解析を行って真空破断時の核融合炉内の放射化ダストの飛散挙動を解析し、破断位置と外部に放出されるダスト量の関係を初めて定量的に評価した。
関 泰; 栗原 良一; 西尾 敏; 植田 脩三; 青木 功; 安島 俊夫*; 功刀 資彰; 高瀬 和之; 柴田 光彦
Fusion Engineering and Design, 42(1-4), p.37 - 44, 1998/09
被引用回数：1 パーセンタイル：15.03(Nuclear Science & Technology)核融合炉の真空容器には、大量のトリチウムと放射化ダストが存在すると想定される。そこで、これらの放射性物質が、異常時にどの程度の割合で可動化し、真空容器外に放出され、環境中に放出されるかを評価する必要がある。異常事象として、真空容器内の冷却材浸入事象(ICE)と真空破断事象(LOVA)が想定されており、これらに関しては、ITER工学R&Dとして個別に予備試験がなされており、事象解明と評価モデルの構築を進めている。今後は、さらにICEからLOVAへの事象進展の可能性、進展した場合の影響を評価するとともに、評価モデルの妥当性を示すために、真空容器内伝熱流動安全総合試験を計画している。本報告は、真空容器内の熱流動事象の検討結果から導出された総合試験装置の概要と試験計画を紹介する。
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：70.95(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。
高瀬 和之; 功刀 資彰
プラズマ・核融合学会誌, 73(8), p.781 - 785, 1997/08
核融合炉の真空容器内冷却材侵入事象ICE(Ingress of Coolant Event)及び真空境界破断事象LOVA(Loss of Vacuum Event)に関する予備実験を、国際熱核融合実験炉ITERのタスクとして1995年2月より3年間の予定で行っている。ICE予備実験は、核融合炉プラズマ対向機器内の冷却配管が破損して高温高圧水が真空容器中に噴出した場合の容器内の圧力上昇挙動、沸騰熱伝達特性等を調べる実験である。一方、LOVA予備実験は、真空容器貫通部分等が破損して真空境界が壊れた際に破断部分に生ずる密度差駆動型置換流の熱流動特性を調べる実験である。現在までに、ICE予備実験では系統内の減圧サプレッションタンクが有効に作用することを実験的に確認した。また、LOVA予備実験では破断位置と置換流量の関係を定量的に明らかにした。これらの実験結果は、ITERの熱流動安全性評価に用いられている解析コード(MELCOR,INTRA,TRAC等)の検証データとして利用されている。本報では、ICE及びLOVA予備実験の現状について解説的に報告する。
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。
栗原 良一; 関 泰; 植田 脩三; 青木 功; 西尾 敏; 安島 俊夫*; 功刀 資彰; 高瀬 和之; 山内 通則*; 細貝 いずみ*; et al.
Journal of Fusion Energy, 16(3), p.225 - 230, 1997/00
被引用回数：3 パーセンタイル：30.37(Nuclear Science & Technology)VDE事象や逃走電子のようなプラズマ異常は、真空容器内冷却管の多数損傷に至る可能性がある。冷却管が損傷すると冷却水が真空容器内で蒸発し、加圧を引き起こす。このような事象を冷却材侵入事象(ICE)と呼ぶ。また、ICE等による真空容器内圧上昇が起因となって、真空境界が破断する真空破断事象(LOVA)が想定される。現在までに実施してきたICE予備試験とLOVA予備試験では、これら事象の基本的メカニズムに着目した実験を行い、基礎データを得て評価コードの開発を行ってきた。総合試験では、ITERの安全審査に備え、これら評価コードの検証を行うとともに、ICEからLOVAに至る現象を総合的に試験する計画である。本論文では、現在、概念設計を進めている総合試験装置の概要及び試験の計画について紹介する。
高瀬 和之; 功刀 資彰; 小川 益郎; 関 泰
Nuclear Science and Engineering, 125(2), p.223 - 231, 1997/00
被引用回数：11 パーセンタイル：65.46(Nuclear Science & Technology)核融合炉の真空容器が破断した場合、圧力差による空気置換が行われた後、破断口部には真空容器内外の温度差に起因する浮力駆動型置換流が形成される。この置換流によって、真空容器内に存在する放射化ダストの微粒子やトリチウムは炉外に同伴されることが考えられ、核融合炉安全性の観点から真空破断時の置換流挙動を把握することは大変重要である。そこで、核融合炉のトカマク型真空容器を縮小簡略モデルで模擬した実験装置を使って、作動流体にヘリウムガス(容器内部)、空気(容器外部)を用い、真空破断予備実験を行った。その結果、置換量は破断口の数や真空容器設置面から破断口までの鉛直方向距離に大きく依存することがわかった。また、真空容器上部が破断した場合には破断口を通る置換流は対向流となるため置換流挙動は抑制されること、並びに、容器側部が破断した場合には置換流は成層流となるため置換流挙動は比較的スムースに進行することが判明した。さらに、真空容器内の置換量は、破断口径の増加とともに増大し、破断口長さの増加とともに減少することを実験的に明らかにした。
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。
高瀬 和之; 功刀 資彰; 関 泰
Fusion Technology, 30(3(PT.2B)), p.1459 - 1464, 1996/12
核融合炉の真空容器が破断すると、破断口部に密度差駆動による置換流が形成される。この置換流は放射化したダストを同伴して容器内部から外部へと流れるため、汚染領域の拡大に繋がり、この置換流挙動を把握することは核融合炉の安全上大変重要である。著者らはすでに、核融合炉の真空容器をスケールモデルで模擬した実験装置を使って真空容器破断事象(LOVA)予備実験を行い、破断口位置と置換量との関係を明らかにした。今回は、破断口に直径及び長さの異なる数種類のダクトを取り付けて、破断面積と破断長さが置換流量に及ぼす影響を調べた。その結果、ダクト長さに比例してダクトの摩擦損失が増加するために、置換量は減少することが分かった。また、大口径破断の場合には破断口位置には無関係に置換量は破断面積に比例して増大した。一方、小口径破断の場合には、置換量は破断口位置に依存する傾向を示した。すなわち、真空容器の上部に破断口がある場合には対向流の影響を受けて破断面積の縮小とともに置換量は大きく減少したが、破断口が真空容器側部にある場合には成層流の影響が支配的になり破断面積によらず置換量はほぼ一定値を示した。
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; 小川 益郎; 関 泰
16th IEEE/NPSS Symp. on Fusion Engineering (SOFE '95), 1, p.317 - 320, 1996/00
核融合炉の真空容器が破断した場合(LOVA)、圧力差による空気置換が行われた後、破断口部には容器内外の温度差に起因する浮力依存型置換流が形成される。この置換流は、放射化物質等を炉外に放出し続けるため、汚染領域の拡大につながる。そこで、核融合炉真空容器を模擬した縮小簡略モデルを使って、作動流体にヘリウムガス(容器内部)、空気(容器外部)を用い、破断口径一定の条件のもとでLOVA模擬実験を行い、破断口の個数及び位置が置換流量に及ぼす影響を調べ、次の成果を得た。(1)置換流量の値は破断口位置には無関係である。(2)置換流量は容器設置面から破断口までの鉛直方向距離に大きく依存する。(3)容器上部に1個の破断口がある場合は破断口を通る置換流は対向流となるため置換流挙動は抑制される。一方、容器側部に一個の破断口がある場合は、流体の密度差によって破断口の上半分より流入し、下半分より流出する置換流挙動を示す。(4)破断口が2個の場合には、一方が流入口、他方が流出口となるため、置換流挙動は破断口が1個の場合よりも急激に進行する。(5)置換流挙動は、遷移領域を除き、置換流のフルード数と経過時間とは比例関係にある。
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。
小川 益郎; 高津 英幸; 飯田 浩正; 関 泰
JAERI-M 91-119, 27 Pages, 1991/08
本報告では、核融合実験炉において、Ex-LOCA(External loss of coolant accident:真空容器外冷却材喪失事故)時のダイバータのタングステン温度に関する熱伝導解析について述べる。ITER(International Thermonuclear Engineering Reactor)のCDA(Conceptual design activity)において、本温度評価結果と他参加国の結果が合わせて検討され、最悪のケースを予測するためのレファレンスの最高温度として、700
100Cが選択された。また、LOVA(Loss of vaccum accident)時における第一壁のアーマ材である黒鉛の腐食量評価についても述べる。真空容器内一杯分の大気による黒鉛腐食量、腐食時間、発熱量、一酸化炭素発生量を計算した。その結果、新鮮な大気が真空容器内に侵入し続けなければ、いずれの量も大きな問題ではないことがわかった。
