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沢 和弘; 飛田 勉*; 鈴木 修一*; 吉牟田 秀治*; 小田 耕史*; 渡海 和俊*
JAERI-Tech 99-077, p.41 - 0, 1999/11
高温ガス炉では、直径500~600
m程度の燃料核をセラミックスで多層被覆した球状の粒子を燃料として使用している。ピン・イン・ブロック型燃料では、黒鉛スリーブの中に被覆燃料粒子を含む燃料コンパクトを装填するが、燃料コンパクト外面と黒鉛スリーブ内面間のギャップにより燃料温度が上昇し、燃料健全性確保の観点から原子炉出口冷却材温度及び燃焼度等の性能向上を制限する原因の一つとなっている。被覆燃料粒子及び燃料コンパクト自身を酸化から保護できる燃料コンパクトを開発することにより、高温ガス炉の性能向上が可能になる。そこで、耐酸化機能を有するピン・イン・ブロック型燃料コンパクトの概念を提案し、製作性及び耐酸化性に関する予備的な検討を行った。本報は、試作及び酸化試験の結果について示すものである。
文沢 元雄; 滝塚 貴和; 鈴木 邦彦
JAERI-M 84-234, 42 Pages, 1985/01
本報告は、多目的高温ガス実験炉の設計におけるシール性能データの取得に関連して、シール性能試験装置で使用しているEG-NPL黒鉛材の透過率を測定し、理論的考察を行ったものである。使用した気体の圧力範囲は0.2~4MPa、差圧範囲は0.2~50KPaである。測定の結果、以下の事項が明らかになった。(1)分子量の小さい気体ほど透過率は高い。ヘリウムガス、窒素ガス、空気及びアルゴンガスにおける平均透過率はそれぞれ、9.68、8.89、8.80及び8.51(10
m
)である。(2)透過率は圧力や差圧が増加すると減少する。(3)透過流れは分子流れや慣性項の影響を受けるので、これらの影響を考慮して透過率を評価すれば、無次元標準偏差は0.0145~0.0295の範囲にあり、これらの影響を考慮しない場合の約30%に減少する。
安部 信明*; 田坂 完二
JAERI-M 9156, 40 Pages, 1980/11
均質平衡モデルのRELAP4Jコードを用いBWR LOCAの標準模擬実験であるROSA-III実験RUN 704の感度解析を行なった。その結果、炉内圧力変化およびヒータ表面での沸騰遷移動発生時刻はジェットポンプ吸込部の逆流抵抗に大きく影響される事がわかった炉心内水位変化とヒータ表面温度変化には密接な関連があり、リウェットおよびクエンチ過程でのヒータ表面温度変化を正確に計算するには炉心内の水位計算を正しく行なう必要がある。このためには現在の気水分離モデルに基づく水位計算のみでは不十分であり、炉心出入口におけるCCFLおよび気液間のスリップを直接考慮できるようにRELAP4Jコードを改良することが必要である。
岡崎 元昭
Bull.JSME, 23(178), p.536 - 544, 1980/00
高圧貯槽から等断面流路を通って減圧加速しながら流れる気液二相流が管路出口で臨界流となって低圧空間へ放出されるまでの二相流の解析を、熱力学的相平衡を伴なう相変化,管壁摩擦ならびに気液の相度差による相間摩擦とエントロピ増大を考慮に入れて求める方法を示す。解析例としては、蒸気-水による小笠原の実験条件で行ない実験値と比較した。その結果、実験で測定された管路に沿う圧力変化ならびに臨界流量について良い一致を見た。圧力変化については、特に管路出口近傍での圧力急変化部分について良い一致を見た。また、本報による解析から、二相臨界流発生点における流れの変数は、その点における圧力,クオリティのみによっては定まらず、そこにいたる流れの履歴が影響することが示唆された。
岡崎 元昭
日本機械学会論文集,B, 46(409), p.1797 - 1814, 1980/00
前報で、小笠原の実験データとの比較によって求められた、相変化のある加速二相流の壁摩擦ならびに相間摩擦の係数を、さらに高圧あるいは高クオリティ領域の二相流の解析にも応用し、実験値と比較してその適用性が良いことを示す。また、縮小拡大流路における解析も行い、そこから一般的な二相臨界流発生条件を追求し、|dp/dz|
であるべきことを導いた。そして、その妥当性を基礎式を連立させて得られる解について確認すると共に、臨界流発生条件における流れの変数間の関係を導いた。その結果から、臨界流発生点における圧力、クオリティが与えられていると二相臨界流量が定まる、というこれまでの説は誤りであり、臨界流に至る流れの履歴が関係することを明らかにした。さらに、これまでの理論の誤りの原因となっている点を明らかにし、相変化する飽和二相流の気液各相について平衡式を立てる時に注意すべき現象を指摘した。
佐々木 忍
JAERI-M 8483, 74 Pages, 1979/10
ALARM-B1コードによるCSNI標準問題No.6の解析日本原子力研究所東海研究所安全解析部佐々木忍本報告書はBWR用LOCA解析コードALARM-B1によるCSNI国際標準問題No.6の解析結果をまとめたものである。問題の趣旨は、特にブローダウン後の液位上昇や流出流量を計算するモデルの妥当性を検証することにおかれた。今回の計算は非平衡現象が存在する初期のphaseに対して実行された。西ドイツBattelle研究所で実施された本実験は、平衡モデルの計算コードにより非平衡現象を解明しようとする無理があるため本コードのサンプル問題としてが必ずしも適当ではないが、当該コードによる解析結果が実際の非平衡現象にどの程度肉薄するものか注目された。圧力容器内での非平衡による圧力の一時的不一致がみられたが、後半両者は近づいた。液位の上昇はコードのもつ分離モデルでよく説明され、更に流出流量も15%の実験誤差範囲内でほぼ正しく予測された。
原山 泰雄; 泉 文男; 山田 礼司; 中島 鐵雄
JAERI-M 8107, 21 Pages, 1979/03
燃料棒のペレットと被覆管との間の接触圧力は、被覆管にかかる応力等の評価に必要である。最近これらの評価は計算機プログラムを利用して行なわれている。しかし、プログラムによる数値解の検討には解析解との比較を必要とする。二次元軸対称問題を燃料棒に適用し接触圧力を求める式をまとめた。平面歪、平面応力、Lameの条件および軸方向にすべりがおこる条件下の接触圧力の表示式を整理し、各条件における相互関係を論じた。
岡崎 元昭
日本機械学会論文集,B, 45(396), p.1169 - 1178, 1979/00
高圧貯槽から等断面流路通って減圧加速しながら流れる気液二相流が流路出口で臨界流となって低圧空間へ放出されるまでの二相流の力学的解析方法を、熱力学的相平衡を伴う相変化、管壁摩擦ならびに気液各相間の速度差に伴う相間摩擦によるエントロピの増大を考慮に入れて求める方法ならびに蒸気-水二相流による小笠原の実験條件での解析例を示す。その結果、実験で測定された管路に沿う圧力変化、特に管路出口近傍での圧力急変化部分ならびに臨界流量とよい一致を見た。また、二相臨界流発生点における流れの変数は圧力、クォリティのみによっては定まらず、そこに至る流れの履歴が影響することが示唆された。
依田 修; 栗山 将
J.Polym.Sci.,Polym.Phys.Ed., 15(5), p.787 - 793, 1977/05
高温(100
C)で圧延したポリエチレン(PZ)の[100]方向における微結晶サイズの分布と格子歪を、PZ200プロフィルの解析によって求めた。圧延比の小さな領域では、微結晶の[100]方向の破壊が起るが、圧延比の大きな領域では破壊は起らない。前報(?)の結果と併せて、圧延比の小さなところでは、微結晶の配向は、結晶内スリップによって、圧延比の大きな領域では結晶間スリップによって微結晶が配向することを明らかにした。 格子歪には、圧延による差異は認められなかった。これは変形温度が高いことによるものと思われる。
安達 公道; 岡崎 元昭
日本原子力学会誌, 18(12), p.786 - 795, 1976/12
被引用回数：1加速のない垂直気液二相流の非可逆エネルギ消散は、管壁摩擦によるものと相間摩擦によるものとに分けて表すことができるが、相関摩擦消散量を求めた研究はまだない。我々はこの相間摩擦消散量を力のつり合い式とエネルギ式とを連立させて求める方法と、垂直二相流の位置水頭法の意味を思考実験によって分析する方法の二つの異なる方法により導いた。また、加速のない気液二層流の各相に加えられる、管壁からの摩擦力は単位体積当りそれぞれ同じ力がくわえられていることが明らかにされた。さらに、求められた二つの摩擦消散エネルギ式に円管流路およびニ、三の管束型原子炉燃料要素における圧力損失測定データを採用して計算したところ、流動様式あるいは流路特性によって、これらのエネルギ消散の特性が非常に異なることが分った。
鎌田 耕治; 吉沢 勲*; Chihara, Tadashi*
Proc.of Intern.Conf.on the Strength of Metal and Alloys, p.443 - 447, 1967/00
抄録なし
