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稲葉 良知; 武田 哲明
JAERI-Research 2000-062, 73 Pages, 2001/02
JAERI-Research-2000-062.pdf:2.83MB
高温ガス炉の炉容器冷却システムの1つのに、水による冷却パネルを用い、自然対流と熱放射により間接的に炉心を冷却するシステムがある。高温工学試験研究炉(HTTR)においても、このシステムが採用されている。本研究では、HTTRの原子炉圧力容器-冷却パネル間の熱伝達特性を調べるため、内筒を加熱、外筒を水により冷却した同心二重円筒容器内の熱放射を伴う自然対流熱伝達に関する実験を行った。実験において、加熱壁面-冷却壁面間距離を代表長さとしたレイレー数は、ヘリウムに対して6.8
10
<Ra<1.810
、窒素に対して4.210
<Ra<10
となった。試験空間内の自然対流と熱放射の効果について調べ、その結果熱放射を伴う自然対流伝達の相関式をレイレー数,試験空間のアスペクト比,加熱壁面・冷却壁面温度及び熱放射率の関数として得た。また実験を模擬した数値解析を行い、実験結果に対する解析の妥当性を評価したところ、両者は比較的良く一致した。
関 泰; 森 清治*; 西尾 敏; 植田 脩三; 栗原 良一
Journal of Nuclear Science and Technology, 37(Suppl.1), p.268 - 275, 2000/03
高い安全性、良好な環境影響、高い熱効率と稼働率を目指したDREAM炉概念を提案した。この炉のブランケットには極低放射性のSiC/SiC複合材を構造材として、化学反応性のないヘリウムガスを冷却材としている。非常に簡単な分解保守方式により高いプラント稼働率が得られ、出口温度900
Cのヘリウムガスにより50%近い熱効率を実現した。このように魅力的な炉概念ではあるが、口径80cmのヘリウム冷却管を通しての中性子ストリーミングが問題となる。中性子ストリーミングが冷却管に隣接する極低温超電導磁石におよぼす影響、ガスタービン管における被ばく線量に対する効果を調べた。その結果、冷却管をトーラスの内側に引き出す場合には、被ばく線量を十分に低くできないが、トーラスの外側に引き出す場合には、追加遮蔽を施すことにより被ばく線量を十分に低くできることを明らかにした。
高田 昌二; 鈴木 邦彦; 稲垣 嘉之; 数土 幸夫
Heat Transfer-Jpn. Res., 26(3), p.159 - 175, 1997/00
高温ガス炉(HTGR)の崩壊熱除去用水冷形冷却パネルシステムの除熱特性と構造物の温度分布を調べるため、システムを模擬した実験装置により実験を行った。実験装置は、炉心の崩壊熱を模擬した最高出力100kWの電気ヒーターを内蔵した、直径1m,高さ3mの圧力容器と、容器を取り囲む冷却パネルからなる。数値解析コードTHAPACST2の数値解析手法と提案されたモデルを検証するために、実験と数値解析の比較検討を行った。圧力容器内ヘリウムガス圧力を0.73MPa,温度を210Cの条件で、圧力容器温度は-29C,+37Cの誤差の範囲で実験データをよくあらわした。冷却パネルの除熱量の数値解析結果は実験結果に比べて11.4%低く、放射による伝熱量は除熱量の全入熱量の74.4%であった。また、圧力容器のスカート形サポートの上下端の空気流路を流れる自然対流により圧力容器の下鏡部が効果的に冷却されることがわかった。
鈴木 哲; 秋場 真人; 荒木 政則; 大楽 正幸; 伊勢 英夫*; 横山 堅二
JAERI-M 91-085, 20 Pages, 1991/05
核融合実験炉用第1壁は定常熱負荷に耐えるため、強制冷却構造をもつことが要求される。そこで矩形冷却チャンネルをもつ放射冷却型・伝導冷却型第1壁模擬試験体に対して、電子ビームによる熱サイクル実験を実施した。この結果、核融合実験炉第1壁の一般熱負荷部を模擬した熱サイクル実験においては、放射冷却型試験体、伝導冷却型試験体のどちらにも健全性をそこなうような損傷は認められなかった。しかし、第1壁高熱負荷部を模擬した熱サイクル実験においては、放射冷却型第1壁模擬試験体のアーマタイル支持用のスリーブが溶融した。このため、今回の実験に用いた試験体は健全性を維持することができず、支持構造に改善の必要があることが判明した。
傍島 眞; 片西 昌司
Proc. of the 1st JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering, p.249 - 254, 1991/00
炉出力異常による燃料破損は、燃料の設計、水対燃料面積比や水流速、温度、出力変化など種々の因子の影響を受ける。各影響度を定量化するため、破損しきい値を求める炉内実験を過渡出力炉NSRRを用いて行なった。カプセル照射実験には典型的なPWR型燃料棒を使用した。燃料破損のエンタルピしきい値は、緩過出力では急過出力に比べ、また、より小さな水燃料比の条件で低くなる傾向にあることが明らかになった。さらに低い水流速も流路管中の燃料棒の破損しきい値を低下させる。一例では流れなしの燃料棒が高温化により破損したのに対し、同条件で流速のみ1.8m/s与えた燃料棒は破損しないのみか温度上昇も示さなかった。これらの現象の解析をRELAP5コードで行い、軸方向、半径方向のエンタルピ分布を明らかにした。
小出 芳彦; 山田 喜美雄*; 吉田 英俊; 中村 博雄; 新倉 節夫*; 辻 俊二
JAERI-M 86-056, 13 Pages, 1986/03
小型のダイバーター室を有するJT-60装置において、1.6MAの安定なダイバーター放電を達成し、以下のダイバーター効果を確認した。メインプラズマからの放射損失はプラズマ電流の増加に対して飽和の傾向を示し、入力パワーに対する割合は、1.5MA時で20%程度となった。その他の入力パワーはダイバーター室へ導かれ、その内の約50%が放射損失となっている。
山本 克宗; 板橋 行夫; 稲田 征二; 横内 猪一郎; 比佐 勇; 中山 富佐雄
日本原子力学会誌, 28(5), p.425 - 427, 1986/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.02(Nuclear Science & Technology)JMTR用燃料の中濃縮化計画に基づき、昭和58年度に製作した2体の試験用中濃縮ウラン燃料要素(以下MEU燃料)をJMTRの炉心に装荷して照射試験が行われた。照射中および照射後のMEU燃料の健全性を確認するために、1次冷却水中の放射性ヨウ素の測定およびショッピングテストを行った。照射試験中には1次冷却水中から微量の放射性ヨウ素が検出されたが、その濃度は通常運転時と同程度であり、また照射期間中にその濃度が異常に上昇することもなかった。シッピングテストでは水中からFPが検出されたが、比較のために行った標準燃料要素および燃料以外の炉心構成要素についてのテストでもMEU燃料の場合と同程度のFPが検出され、MEU燃料には異常のないことが確認された。これらの測定により、MEU燃料の照射中および照射後における健全性が確認された。
寺町 悠平*; 澤 和弘*; 石塚 悦男; Ho, H. Q.
no journal, ,
The reactor vessel cooling system is a static cooling system that removes decay heat from the core by convection and radiation heat transfer without using dynamic components and it is one of the safety systems that constitute the inherent safety features of High-Temperature Gas-cooled Reactor (HTGR). However, the natural convection of the gas may cause hot spots on important structures such as the pressure vessel during the cooling using this system. For this reason, a three-dimensional numerical model simulating the 1/6 scale model of HTGR vessel cooling system was developed and numerically analyzed.
