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J.Boscary*; 荒木 政則; 鈴木 哲; 江里 幸一郎*; 秋場 真人
Fusion Technology, 35(3), p.289 - 296, 1999/05
片面加熱場におけるスクリュー冷却管の限界熱流束実験を行い、スクリューのピッチの影響を調べた。その結果、スクリューのピッチが1.5のとき最大の限界熱流速47MW/m
が得られた。この値は従来のスワール管の約1.5倍に相当する。ピッチの減少とともに限界熱流束も減少する傾向を示すが、ピッチ1以下では、再び限界熱流束が増加してくることが判明した。これは、ピッチが細くなることにより、マイクロフィンに類似した効果が得られるためと推測される。
J.Boscary*; 荒木 政則; J.Schlosser*; 秋場 真人; F.Escorbiac*
Fusion Engineering and Design, 43(2), p.147 - 171, 1998/00
被引用回数：43 パーセンタイル：93.87(Nuclear Science & Technology)核融合炉用冷却管としてITER等でも検討されているスワール管、スクリュー管、ハイパーベーパトロンについて限界熱流束データをまとめるとともに、解析的評価を実施した。特に炉設計に利用できるように、炉内条件と同じ片面加熱条件、サブクール流れ条件下のデータを収集し、相関式を示した。
J.Boscary*; 荒木 政則; 秋場 真人
JAERI-Research 97-053, 50 Pages, 1997/08
JAERI-Research-97-053.pdf:1.71MB
本報告はこれまで原研において核融合実験炉を模擬した伝熱流動条件-片面加熱場、高熱流束、水冷-の下で実施された限界熱流束(CHF)実験の結果をまとめたものである。平滑管、外部フィン付スワール管、スクリュウ管及びハイパーベイパートロンが供試された。外部フィン付スワール管とスクリュウ管の性能ははとんど等しく、供試された冷却管の中で最も高い限界熱流束を示した。実験条件の範囲内では、冷却水の質量流量がCHFに大きな影響を与え、冷却水の圧力はCHFにほとんど影響を与えないことがわかった。平滑管と外部フィン付スワール管のCHFは、CHF相関式であるTong75式によって
20%の精度で予測可能であることが明らかになった。
J.Boscary*; 荒木 政則; 秋場 真人
JAERI-Data/Code 97-033, 12 Pages, 1997/08
JAERI-Data-Code-97-033.pdf:0.51MB
本報告はこれまで原研において、ITER等のトカマク型核融合実験装置用高熱負荷受熱機器開発の一環として実施された限界熱流束実験の結果をまとめたものである。実験は原研の粒子工学試験装置(PBEF)において実施され、伝熱流動の観点から見て核融合装置用高熱負荷受熱機器のおかれる特殊な環境-すなわち、高熱流束・片面加熱場-を模擬して行われたものである。本報告では新たに有限要素解析を実施して、相関式の導出等に有用なデータを加え、データベースの充実を図った。
荒木 政則; 佐藤 和義; 鈴木 哲; 秋場 真人
Fusion Technology, 29, p.519 - 528, 1996/07
核融合実験炉用ダイバータ等の高熱流束受熱機器は、片面から高い熱負荷を受けるものであり、安定に除去することが必要である。このため、冷却管内面にネジを切り伝熱促進効果を持たせたスクリュー管を開発した。本管は、スワール管やハイパーベーパートロン等の冷却構造に比べ製作性に優れた構造であることを特徴としており、その限界性能を明らかにするために、片面強加熱条件下における限界熱流束実験を行った。この結果、スクリュー管は平滑円管に比べ、一定の流束下で約1.5倍、また、一定のポンプ動力下で約1.7倍の入射限界熱流束を持つことが明らかとなった。この性能は、同時に実施したスワール管の限界性能に匹敵するものであり、製作性の観点から、ダイバータ等のプラズマ対向機器用冷却構造として有望である。
荒木 政則; 小川 益郎; 功刀 資彰; 佐藤 和義; 鈴木 哲
Int. J. Heat Mass Transfer, 39(14), p.3045 - 3055, 1996/00
被引用回数：72 パーセンタイル：94.26(Thermodynamics)ITER等の次期核融合実験炉において、プラズマ対向機器、特に、ダイバータ部は、その片面より準定常的な高い熱負荷を受け、これを除去する必要がある。ITERでは、この熱負荷は最大で20MW/mと見積もられており、冷却水の局所沸騰が予想される。したがって、本ダイバータを設計する上で、同冷却管の沸騰熱伝達特性を明確にする必要がある。このため、片面強加熱条件下における円管及びスワール管の熱伝達実験を行った。実験条件は、軸流束4~16m/s、圧力0.5、1.0及び1.5MPa、冷却水入口温度20~80
Cの範囲で実施した。この結果、非沸騰域では既存の一様加熱条件下における熱伝達相関式が適用できることを示した。しかし、沸騰域では、適用できる相関式がないため、新たに沸騰熱伝達相関式を提案した。
荒木 政則; 小川 益郎; 功刀 資彰; 池田 秀一*; 佐藤 和義; 鈴木 哲; 西野 好彦*; 大楽 正幸; 中村 和幸; 横山 堅二; et al.
JAERI-Tech 95-022, 89 Pages, 1995/03
片面加熱条件下における熱伝達特性の予測に関して、例えば、ThomやShahの提案する一様加熱条件での熱伝達相関式の適用性についての研究はなされておらず、不明である。さらに、これらの熱伝達相関式において、同一の解析条件のもとで得られる熱伝達率には大きな相違があるため、問題となっている。一方、核融合炉ダイバータ板では、高い表面熱流束のため過熱度20K以上の核沸騰が部分的に予想される。したがって、片面加熱条件下における熱伝達現象を系統的に評価するために、2種類の冷却管構造に対する熱伝達実験を実施した。本報では、異なる冷却及び加熱条件のもとでの温度測定結果を示すとともに、実験結果と既存の熱伝達相関式からの予測結果の比較を実施して、既存の熱伝達相関式の適用性を調べた。また、新たな熱伝達相関式を開発する目的で熱伝導逆問題解法コードを開発した。
荒木 政則
JAERI-M 93-073, 132 Pages, 1993/03
日本、EC及び米国のいわゆる3大トカマクの設計・建設を終え、臨界プラズマ条件を達成することに成功した。これに伴い、核融合炉の開発研究は新たな展開を迎え、国際核融合実験炉ITERの概念設計及び実験的基礎研究を行う段階、更には工学設計へと進展している。ITERでは、核融合反応により生成する熱及び粒子エネルギーを利用するため、炉工学技術の研究開発が重要な課題として指摘されるようになってきた。中でもプラズマに直接面するプラズマ対向機器の開発は、ITER設計上最も重要な課題の1つとして上げられる。本稿では、プラズマ対向機器の中で最も熱的に厳しい環境下で使用されるダイバータ板の開発研究に関する研究結果について述べた。
池田 秀一*; 荒木 政則; 小川 益郎; 秋場 真人; 西野 好彦*
JAERI-M 93-070, 22 Pages, 1993/03
次期核融合実験炉ITER用ダイバータ板は、片面より15MW/m以上の高い熱負荷を定常的に受ける受熱機器であり、ITERを実現する上で重要な開発課題である。しかしながら、片面加熱条件下における熱伝達特性、特にスワール管に関しては殆ど実験データがない。そこで、片面加熱実験による熱伝達データの蓄積及び数値計算コードの開発を進めている。本稿では、片面加熱条件下の熱伝達評価実験の第1段階として、スワールテープが挿入されていない銅製平滑円管について、非沸騰域からバーンアウト域までの加熱条件で、冷却管壁内の温度分布を測定した結果を報告する。また、温度測定値と一様加熱条件下における既存熱伝達相関式を用いた熱伝導計算結果との比較を行った結果についても報告する。
