Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
exchange processes into a multilayer atmosphere-soil-vegetation model永井 晴康
Journal of Applied Meteorology, 44(10), p.1574 - 1592, 2005/10
大気-土壌-植生モデルSOLVEGへのCO交換過程の導入及びその感度解析と気孔抵抗計算が冬小麦畑における潜熱フラックスに及ぼす影響の考察について記述する。大気と地表面間の熱及び水交換に関するモデル構成の妥当性は、先の論文(Nagai:2002, 2003)において確認された。本研究では、CO交換過程をモデルに導入し、その性能評価を行った。試験計算において、モデルは地上2mのCOフラックス測定値を良好に再現した。モデル設定及びパラメータの不確実さを明確にするための感度解析においては、土壌中のCO生成がCO計算に最も重要であることがわかった。また、CO計算過程が潜熱フラックス計算へ及ぼす影響の考察も行った。その結果、新しいモデルは、地表面におけるCO交換だけでなく熱及び水交換の研究に対しても有効であることが示された。
濱松 清隆; 福山 淳*
Fusion Engineering and Design, 53(1-4), p.53 - 58, 2001/01
被引用回数：33 パーセンタイル：89.5(Nuclear Science & Technology)ITERでの電子サイクロトロン波による電流駆動(ECCD)の空間的局所性とその位置制御性に関して、ECビームの入射位置と入射方向の依存性を数値的に解析した。ここで、波動周波数は基本波共鳴の160GHz,O-モード入射とした。最も局在する駆動電流分布及び最大の電流駆動効率を得るためのそれぞれの最適入射角を求めた。これにより、最大電流駆動効率をもつ駆動電流の空間分布は広がり、局所電流駆動には適していないことが判明した。また、電子温度の上昇とともに相対論的効果による第2高調波共鳴が発生し、電流駆動効率の下がる空間領域のあることを示した。
大貫 晃; 吉田 啓之; 秋本 肇
Proceedings of ANS International Meeting on Best Estimate Methods in Nuclear Installations Safety Analysis (BE-2000) (CD-ROM), 17 Pages, 2000/00
将来型炉の候補として原研では稠密炉心を用いた低減速PWRの設計研究を進めている。本研究では稠密炉心の成立性を左右する大破断LOCA時再冠水期の炉心冷却に関するフィージビリティ・スタディを行った。原研で開発整備してきた最適予測コードR-TRAC2000による2次元解析により評価した。評価に先立ち、R-TRAC2000の2次元再冠水挙動への適用性を大型再冠水平板炉心試験の試験データにより検証した。フィージビリティ・スタディの結果、PCT安全基準を満たすうえで上部プレナム注水の併用が有効であることがわかった。
濱松 清隆
プラズマ・核融合学会誌, 75(2), p.143 - 150, 1999/02
電子サイクロトロン波による電流駆動(ECCD)の空間的局在性とその位置制御性に関して、ECビーム入射位置と入射方向の依存性を数値的に解析した。最も局在する駆動電流分布及び最大の電流駆動効率を得るための各々の最適入射角を求めた。これにより、最大電流駆動効率をもつ駆動電流の空間分布は大きく広がり、局所電流駆動には適していないことが判明した。また、赤道面からのビーム入射により駆動電流の位置制御を行う時、サイクロトロン共鳴層の位置によって光線が屈折し、その局所性が著しく低下する場合がある。しかし、入射位置を赤道面の上または下へ移動することにより、その局所性を維持できることを示した。
大貫 晃; 大久保 努; 秋本 肇
Proceedings of 7th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-7) (CD-ROM), 10 Pages, 1999/00
将来型炉の候補として原研で設計研究が進められている稠密炉心を用いた重水減速加圧水型炉の大破断LOCA時再冠水期の炉心冷却に関するフィージビリティ・スタディを行った。原研で開発整備してきた多次元二流体モデルコードREFLA/TRACによる2次元解析により評価した。現在の設計案では圧力容器内の多次元的な熱流動挙動により炉心冷却性が支配され、炉心中心領域での冷却は良好であるが外周部での冷却は悪い。安全基準を満たすうえで上部プレナム注水が有効であることを示した。
久語 輝彦
Journal of Nuclear Science and Technology, 29(6), p.513 - 520, 1992/06
TCAにおける2領域炉心のテスト領域の未臨界度を推定するための実験を解析し、Averyの結合炉理論に基づき測定可能なデータのみにより実現される推定方法の妥当性を検討した。Averyの定義が明確でないために、臨界でないときの結合係数を定義し直した。その結合係数を用いて、テスト領域の実効増倍率に関し2通りの評価を行った。一方は測定可能なデータのみを用いた簡易的な評価であり、他方は正確な評価である。評価結果を比較した結果測定可能なデータのみによる推定方法が妥当であるのは、テスト領域の未臨界度がかなり小さい場合のみであることがわかった。従って、この推定方法は一般の結合炉体系に対し適用できないと結論された。
功刀 資彰; M.Z.Hasan*
Fusion Technology, 19, p.1024 - 1029, 1991/05
核融合炉のプラズマ対向機器としては、第1壁、リミッタ及びダイバータがある。従って、これらの機器の冷却材流路はプラズマ対向面で熱放射による加熱を受ける。冷却材流路が円形の場合、この熱流束は周方向に不均一な分布となり、境膜温度差や流体内温度分布に大きな影響を与える。本報では、不均一加熱下での熱伝達率(Nu)分布と助走区間の影響について述べる。MHD効果について検討するため、電気伝導性は有するが磁場を考慮しない液体金属流れの場合についても述べる。MHD効果については第2報で述べる。流れは完全に発達した層流を仮定した。表面での不均一加熱のため、最大加熱点での熱伝達率は40%まで減少した。また、不均一加熱により助走区間が2倍以上増加した。
M.Z.Hasan*; 功刀 資彰
Fusion Technology, 19, p.1030 - 1035, 1991/05
核融合炉のプラズマ対向機器としては、第1壁、リミタ及びダイバータがある。これらの機器はプラズマ対向面で熱放射による加熱を受ける。冷却材流路が円形の場合、この熱流束は周方向に不均一となる。また、流路に直交する磁場の存在は、電気伝導性流体を冷却材に用いた場合、流速分布を平坦化させ、これもまた、周方向への温度不均一をもたらす。これら2つの不均一性(熱流束とMHD効果)は境膜温度差及び流体温度分布に影響を与える。本報では、Nu数の変化、Ha数による助走区間の変化及び表面熱流体の変化による影響について述べる。磁場の無い場合の流体金属熱伝達については第1報に述べる。熱流束と速度分布の周方向分布は、従来の定義に基づくNu数に対して負値を与えた。また、均一熱流束時に比べて60%のNu数の減少を示した。さらに、助走区間についても均一加熱時よりも2倍以上の増加を示した。
文沢 元雄; 菱田 誠; 功刀 資彰
JAERI-M 88-208, 27 Pages, 1988/10
静止気体(空気)より密度の高い気体(炭酸ガス)が層流状態で鉛直下向きに噴出する場合の2成分気体噴流の流れ場と濃度場をフルード数が0.007~0.7の範囲について数値解析によって求めた。その結果、以下のことが分かった。(1)噴流は重力のために加速されるので、下流に向かって軸方向速度は増加する。(2)濃度場を求めるに当たっては、半径方向速度を正確に求める必要がある。(3)フルード数が小さい場合には、通常の浮力噴流の場合と同様、速度分布及び濃度分布の半値幅は流れ方向に増加する。しかし、フルード数が比較的大きい場合には速度分布の半値幅は流れ方向にほぼ一定であり、濃度分布の半値幅は減少する。
文沢 元雄; 菱田 誠; 功刀 資彰
日本原子力学会誌, 30(10), p.921 - 924, 1988/10
被引用回数：1 パーセンタイル：29.57(Nuclear Science & Technology)高温工学試験研究炉では、配管破断事故時に炉内に浸入する空気量、黒鉛構造物の酸化量を知るために炉内に発生する多成分気体の流動状態を知る必要がある。本報では多成分気体の流れの中で最も基本的な流れの1つである円形噴流を取り上げ、静止気体(空気)中に異種気体(炭酸ガス)が層流状態で鉛直下向きに噴出する場合の2成分気体噴流の流れ場、濃度場を数値解析で調べた。その結果以下のことが分かった。(1)噴流は重力のために加速され、下流に向かって軸方向速度、半径方向速度共に増加する。(2)フルード数が小さい場合には、通常の浮力噴流の場合と同様、速度分布及び濃度分布の半値幅は流れ方向に増加するが、フルード数が比較的大きい場合には、速度分布の半値幅は流れ方向にほぼ一定であり濃度分布の半値幅は減少する。
藤村 統一郎; 松井 泰*
Nuclear Science and Engineering, 77, p.360 - 367, 1981/00
被引用回数：2 パーセンタイル：45.38(Nuclear Science & Technology)中性子拡散コードにおける内側反復解法に対して適応的加速法を応用した場合の有効性が論じられる。 この方法はアルゴリズムが簡単で、反復行列が非負定値である場合の定常一階線形反復法の殆んどに対してその収束を加速することが知られている。 ここでは3次元中性子拡散コードとして、その内側反復解法にSOR法を用いた有限要素法によるものと、ADI法を用いた有限差分法によるものがとり上げられる。 これらに適応的加速法を応用した結果に対して数値的な検討が行なわれ、元の反復法の加速因子が不適切にとられたとき特に効果的なことが示される。 また、新たに、反復行列が対称で非負定値でない場合にもこの方法が拡大して応用できることが示される。
三谷 浩; 黒井 英雄
Journal of Nuclear Science and Technology, 9(11), p.642 - 657, 1972/11
抄録なし
