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原 英治*; 濱田 一弥; 河野 勝己; 加藤 崇; 榛葉 透*; CSモデル・コイル実験グループ
低温工学, 36(6), p.324 - 329, 2001/06
国際熱核融合実験炉(ITER)の工学設計活動の一環として、中心ソレノイド(CS)モデル・コイル及びCSインサート・コイルが開発され、このコイルの性能試験が行われた。コイル及びその支持構造物には48の並行冷却流路があり、超臨界圧ヘリウムにより4.5Kに冷却される。本論文では、実験によって得られた初期冷凍及び昇温特性ならびに非通電時における定常熱負荷について報告する。
鈴木 哲; 荒木 政則; 佐藤 和義; 中村 和幸; 秋場 真人
Fusion Energy 1996, 3, p.565 - 570, 1997/00
ITERダイバータ板用に開発されたサドル型ダイバータ板模擬試験体の電子ビーム加熱実験について報告する。本試験体は、サドル型構造として初めて並列流路を採用したもので、より実機ダイバータ板に近い構造を有している。実験ではITERダイバータ板の熱負荷条件(定常時:5MW/m
、非定常時:15MW/m、10秒)を模擬した熱負荷をくり返し与え、熱サイクルに対する試験体の除熱性能の変化を観察した。その結果、定常時を模擬した熱負荷条件において、本試験体はITERダイバータ板の寿命(1,000サイクル)を上回る10,000サイクルの加熱に耐えることを確認した。さらに、非定常時を模擬した条件においても、1,000サイクルの加熱に対し、本試験体は除熱性能の劣化もなく、健全性を維持することができた。
高瀬 和之; 日野 竜太郎; 宮本 喜晟
日本原子力学会誌, 33(6), p.564 - 573, 1991/06
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)HENDELに設置されている燃料体スタック実証試験部の多チャンネル試験装置(T
-M)は、HTTRの炉心1カラムを模擬した大規模試験装置である。このT-Mを使って、クロス流れ試験を実施した。本試験の目的は、黒鉛ブロックの外周から冷却材流路内にギャップを通ってクロス流れを生ずる場合の燃料体の熱流動特性を調べることである。クロス流れは、加熱領域の上部から3段目と4段目の黒鉛ブロック間に設定した平行ギャップにより、強制的に発生させた。平行ギャップ幅が0.5~2mmの場合のクロス流量は、加熱時には総ヘリウムガス流量の43~56%、等温流時には5~37%であった。また、クロス流量はギャップ幅の減少に伴ってNo.1~6流路で構成される内側流路よりもNo.7~12流路から成る外側流路に多く流れ込むことがわかった。
椎名 保顕
Journal of Nuclear Science and Technology, 20(5), p.389 - 399, 1983/00
被引用回数：2 パーセンタイル：35.11(Nuclear Science & Technology)発達した平行流中に置かれた円柱による放出渦に対する壁の影響についてw/aを2,3,4と変えて実験的な研究を行った。実験は円柱を流路中央、または壁に置いて行い、結果を一様流における実験結果と比較した。円柱が流路中央に置かれた場合、無次元周波数は低いレイノルズ数では一様流の結果とほぼ一致するが、高いレイノルズ数では、一様流の結果より高くなる。円柱が壁に置かれた場合、w/d=3,4では無次元周波数は一様流の結果よりかなり低くなり、w/d=2では高レイノルズ数で高くなる。遷移レイノルズ数は一様流の場合より高くなる。渦放出周波数の増加は円柱後流の速度分布の放物線分布からのずれが、レイノルズ数が増加すると共に、また流路幅が減少すると共に増大するためであると考えられる。
