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Liu, W.; Podowski, M. Z.*
日本機械学会熱工学コンファレンス2015講演論文集(CD-ROM), 2 Pages, 2015/10
強制流動サブクール沸騰を用いた高熱機器の出力は、冷却限界、いわゆる限界熱流束(Critical Heat Flux: CHF)に制限される。定常の核沸騰から逸脱し、不安定な気液共存伝熱である過渡沸騰、あるいは伝熱面温度の著しい上昇をもたらす膜沸騰の開始点として、Departure from Nucleate Boiling (DNB)が限界熱流束と深く関係する。今後の高熱機器の熱設計は、DNBを含む各伝熱過程に対し物理現象に基づいたモデリングを行い、温度の著しい上昇を含む温度過渡変化を計算することによってCHFを予測することが期待されるが、その技術は確立されていない。そこで、本報では、DNB時における伝熱流動を、Liquid sublayer dryoutモデルに基づいてモデリングし、熱伝導方程式を解くことによって液膜厚さや伝熱面温度の過渡変化を得られた。大気泡下の液膜は、蒸発によってdryoutし、DNB発生する過程を予測できたが、実験で確認された、ヒータ焼損につながる温度の著しい上昇が再現されなかった。これを再現するには、DNB発生時の壁面と接触した大気泡速度、及びDNB発生後の過渡沸騰や膜沸騰領域の伝熱をモデル化する必要があると考える。
内田 俊介*; 佐藤 智徳; 森島 祐介*; 廣瀬 達也*; 宮澤 孝裕*; 柿沼 永郎*; 佐藤 義之*; 臼井 直志*; 和田 陽一*
Proceedings of 12th International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors (CD-ROM), p.19 - 29, 2005/00
沸騰水型原子炉(BWR)の冷却水には水の放射線分解により生成した過酸化水素と酸素が混在していることが指摘されているが、ステンレス鋼の腐食や応力腐食割れに及ぼす過酸化水素の影響に関するデータは少ない。本研究では、過酸化水素及び酸素を含む、BWRを模擬する高温高圧水に浸漬されたステンレス鋼の静的,動的挙動を周波数依存複素インピーダンス(FDCI)及び腐食電位(ECP)測定により評価した。試験片の表面被膜の多元分析(LRS, SIMS, XPS, 接触電気抵抗測定など)を実施した。その結果、以下が確認された。(1)BWRの通常水質(NWC)が100pp HOにより模擬され、水素注入(HWC)は10ppb HOにより模擬できる。(2)HWC下でのECPはNWCと同様に高いが、酸化被膜の溶解はNWCより大変小さい。(3)NWCとHWCの同レベルのECPは被膜の電気抵抗と溶解の複合効果による。(4)100ppbHOに浸漬された試験片の明らかな質量減少が得られた。これらより、BWRの1次冷却水の腐食環境が過酸化水素により決定され、その評価指標がECPだけでは不十分であることが確認された。
山脇 道夫*; 鈴木 敦士*; 横田 敏彦*; Luo, G.*; 山口 憲司*; 林 君夫
Proceedings of 1st Information Exchange Meeting on Basic Studies on High-Temperature Engineering, p.357 - 364, 1999/09
LiO,LiSiO,LiTiO,LiZrO,LiAlOのような核融合炉ブランケット用のセラミックス製トリチウム増殖材料の炉内照射試験においては、照射及びスイープガスのトリチウム抽出速度論に対する効果は、極めて重要である。格子欠陥生成及び吸脱着平衡に関連した気体-固体表面反応の測定は、高温で制御された雰囲気において仕事関数を測定できる高温ケルビン計によって行える。LiSiO及びLiZrOの場合には、測定した仕事関数の酸素分圧への依存性から、酸素空孔の形成が示唆された。一方、LiO,LiTiO,LiAlOの場合には、酸素空孔形成は観察されず、吸脱着反応が観察された。プロトンビーム照射下において、標準電極として用いる金について仕事関数を測定したところ、照射初期に急激に低下するが、照射後には徐々に回復することがわかった。第2回目の照射では、金の仕事関数は小さい値となった。これらの結果は、固体試料の表面近傍領域における欠陥形成について、原子炉等による照射下での固体表面のモニタリングの目的のために、高温ケルビン計を採用できる可能性があることを支持している。この方法の最近の開発状況について発表する。
西谷 健夫; 井口 哲夫*; 海老沢 克之*; 北 好夫*; 河西 敏
JAERI-Tech 96-038, 29 Pages, 1996/09
ITERにおけるイオン温度測定を目的とし、反跳陽子法に基づく新型のDT中性子用スペクトロメータを開発した。このスペクトロメータは、ポリエチレン薄膜から入射中性子によって散乱される陽子をマイクロチェンネルコリメータを介して半導体検出器で測定するもので、2.5%のエネルギー分解能と10counts(n/cm)の検出効率を得られる。ITERでは、この中性子スペクトロメータを生体遮蔽の外に5チャンネル配置し、イオン温度分布を測定することを想定している。半導体検出器の照射損傷について中性子のモンテカルロ計算により評価し、ITERの運転環境において1年程度の寿命があることを示した。
荒木 政則; 小林 正信*
Review of Scientific Instruments, 67(1), p.178 - 184, 1996/01
被引用回数:4 パーセンタイル:43.42(Instruments & Instrumentation)核融合炉用プラズマ対向機器の寿命は、プラズマディスラプションの程度及び回数で決定される。このため、ディスラプション中のプラズマ対向機器表面材料の損耗や損傷を評価する必要がある。材料の溶融・蒸発挙動に関する研究は、いくつか行われているが、表面温度に関する研究は温度計測技術上、多くの課題があったため粗い温度測定がなされているのが現状である。このため、計量研究所と共同で、高電圧ノイズ下における短時間(0.1~3ミリ秒)・高温度(2000C以上)の温度測定技術の確立を目指して、核融合炉で想定される熱衝撃実験を行った。この結果、1)計量研究所にて開発された高速度赤外温度計にノイズ対策を実施することにより、核融合炉環境下に適用できること、2)実験結果は蒸発を考慮した2次元解析とよく一致した。本実験結果をもとに、多素子Ge高速度赤外温度計を設計・製作した。
赤堀 光雄; 白鳥 徹雄
Journal of Nuclear Science and Technology, 31(6), p.539 - 545, 1994/06
被引用回数:16 パーセンタイル:78.48(Nuclear Science & Technology)高密度ThO及び(Th,U)O粒子の硝酸による高温溶解挙動を、NaF添加量0~0.05mol/l、溶解温度120~200Cの条件で調べた。高温にすることによりThO系酸化物の溶解は促進され、また溶解速度は温度、NaF濃度及びUO組成に依存する。溶解温度が低い場合、粒子表面に不溶性の四フッ化物(ThFまたはUF)が形成され、溶解を阻害する。さらに、高温溶解の見掛けの活性化エネルギーを得た。
鬼沢 邦雄; 深谷 清; 西山 裕孝; 鈴木 雅秀; 見原 正一郎*; 中村 照美*
IWG-LMNPP-94/9, 0, 12 Pages, 1994/00
原子炉の構造基準では、原子炉圧力容器鋼の照射脆化評価のため監視試験実施が義務付けられている。原子炉の供用期間を延長する場合、監視試験用試験片が不足する可能性があるため、試験済み試験片の再利用、すなわち試験片再生技術の開発は重要課題である。本報では、常温接合技術として試験片再生に有望な表面活性化接合法の適用性を検討した。軽水炉圧力容器鋼を用いた基礎的検討結果から、接合部の硬化領域の幅を3mm以下、接合時に照射温度以上に上昇する領域の幅を6mm以下に抑えることができることがわかった。他の溶接による試験片再生法と比較して、これら接合の影響をより小さくすることができ、より優れた試験片再生法であることが確認できた。
丹澤 貞光; 小林 晋昇; 藤城 俊夫
Journal of Nuclear Science and Technology, 30(4), p.281 - 290, 1993/04
被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)軽水炉の運転状態を模擬した高温高圧の冷却材条件下で、反応度事故(RIA)時のPWR型燃料棒の過渡挙動を調べる実験を実施した。実験では試験燃料棒を原子炉安全性研究炉(NSRR)でパルス照射することにより、反応度事故時の過渡出力の発生を模擬して行なった。試験の結果、高い外圧の下で被覆管のつぶれが発生したが、基本的な初期燃料破損のメカニズム及びしきい値となるエンタルピは、大気圧、室温及び静水条件における試験で得られた値と同一であることが明らかになった。
小出 芳彦; 石田 真一; 逆井 章; 白井 浩; 平山 俊雄; 久保 博孝; 杉江 達夫; 船橋 昭昌
Nuclear Fusion, 33(2), p.251 - 261, 1993/00
被引用回数:13 パーセンタイル:45.65(Physics, Fluids & Plasmas)JT-60の高イオン温度モードで観測されたピークしたイオン温度分布Ti()とトロイダル回転速度分布Vt()の特性を調べるために、安全係数を4.5から15の範囲でスキャンした。その結果、Ti(),Vt()のピークした部分は局所的に形成されており、その境界は安全係数に依存した。高イオン温度モードにおける閉込め改善の領域はTi()のピークとして現れるq=3面で決まっており、その閉込めの良い領域が十分広くなった結果、巨視的閉込めの改善となって観測されたことが解った。
丹沢 貞光; 石島 清見
JAERI-M 91-183, 31 Pages, 1991/11
本報告書は、NSRRにおけるパラメータ実験の1つである冷却材温度パラメータ実験の結果についてまとめたものである。本実験は、初期冷却材温度を60C及び90Cと標準冷却材条件における実験の場合と比べて高めることにより、初期冷却材サブクール度の違いに基く被覆管表面の熱伝達の相違が燃料破損挙動に及ぼす影響を調べることを目的としている。これまでの実験から、冷却材のサブクール度が低下すると、被覆管表面での熱伝達が悪くなることにより、標準冷却材条件における実験の場合と比較して、同一発熱量に対する被覆管表面の温度上昇は初期冷却材の温度差以上に大きくなることが確認でき、その結果、破損しきい値が低下すること等が明らかになった。
G.Xu*; 熊丸 博滋; 田坂 完二
JAERI-M 89-178, 35 Pages, 1989/11
原研の単一燃料棒実験装置において、再冠水実験を行った。主なパラメータは、再冠水速度、初期表面温度及び線出力である。実験は全て1MPaで行った。また、全て飽和水を注入した。実験は、0.01~0.18m/sの再冠水速度、677K~903Kの初期表面温度、及び0~2.712kW/mの線出力をカバーしている。実験では、クエンチ速度と再冠水速度の比が0.204より0.744まで変化した。高再冠水速度実験の結果は、蒸気流中にかなりの量のエントレインメント液体が存在していることを示した。クエンチ温度は、633Kより708Kまで変化し、その変化は狭い範囲、約75K以内であった。また、実験結果は、低再冠水速度及び低線出力で得られたデータを除けば、同じLo(クエンチフロントよりの距離)の値に対して、膜沸騰熱伝達係数は狭い範囲で変化することを示した。
鈴木 元衛
JAERI-M 82-015, 21 Pages, 1982/03
加圧水型軽水炉の冷却材喪失事故における燃料被覆管の、えの温度および内圧が過度変化する条件下での変形挙動に関する基礎的見通しを得るために、ジルカロイ-4管の破裂試験を大気中および99.97%アルゴンガス雰囲気中で行った。管は直接通電加熱によって様々な温度まで加熱保持され、破裂するまで緩慢に加圧された。破裂円周方向歪は概して大気中よりアルゴン中の方が大きいが、両雰囲気とも1/20K付近で最大となった。大気中でテストした管の中には、軸方向に拡大した長いふくれ変形を生じたものがあり、これは歪速度に対する冷却の効果、超塑性、形状的塑性不安定、表面酸化皮膜によって生じた応力のいづれの性質や考えによっても説明され得ないことがわかった。この変形の原因は、材料組織の異方性にあるかもしれない。しかし、この性質に立脚した定性的分析すら、データ不足のため不可能である。
西堂 雅博; 曽根 和穂; 山田 礼司; 中村 和幸
Journal of Nuclear Materials, 96(3), p.358 - 368, 1981/00
被引用回数:7 パーセンタイル:66.93(Materials Science, Multidisciplinary)イオン照射下において、表面の連続観察をおこなえる電子顕微鏡を用いて、種々の照射条件でヘリウムイオン衝撃されたモリブデンの表面侵食の形態を観察した。 表面侵食の形態は、照射条件、試料の熱処理温度に強く依存する。特に、モリブデンが再結晶化を開始する温度まで加熱すると、ヘリウム照射によって剥離が顕著になる。一方、表面から比較的一様に分布するようにヘリウムが打ち込まれた場合には、剥離は発生せず、ブリスターが生成される。表面侵食において重要な臨界照射量が精度良く求まり、表面侵食の発生するヘリウム濃度は、従来予想されていた値より低くなることを示した。
塩沢 周策; 柳原 敏; 斎藤 伸三
JAERI-M 8187, 21 Pages, 1979/03
NSRR実験で照射した種々の燃料棒を熱電対取付け部で切断し、酸化膜厚さを光学顕微鏡により測定した。この結果、酸化膜厚さは被覆管表面の最高温度に対応していた。一方、熱電対で測定した温度履歴より計算により酸化膜厚さを求めた。この結果、酸化膜厚さの約90%は被覆管温度が最高値近傍100Cの範囲にある僅かな時間に生じたものであることが知れた。また、測定値と比較した結果、被覆管表面最高温度が約1,400C以下では良く一致した。しかし、それ以上では、測定値の方が大きく、その原因としては、熱伝導率が極端に悪い酸化膜がある程度厚くなると被覆管表面と内面に有意な温度差が生じるため表面温度を用いて酸化量を評価することに問題があること、およびPt/Pt-13%Rhの熱電対がジルカロイと共晶反応を起こすため高温での測定結果の信頼性に問題があること等が考えられ、これらについても考察を行なった。
斎藤 伸三; 石島 清見; 丹沢 貞光; 塩沢 周策; 大西 信秋
JAERI-M 8087, 42 Pages, 1979/02
本稿はNSRRで行なった初期ギャップ幅パラメータ実験の結果について述べたものである。実験は、初期ギャップ幅がそれぞれ0.195mm、0.095mmおよび0.050mmの三種類の試験燃料を用いて行ない、1)被覆管表面でDNBが発生する発熱量は初期ギャップ幅の相違によって顕著に変化すること、2)発熱量が200cal/g・UO以上になると被覆管表面温度の最高値は初期ギヤップ幅の相違にほとんど依存しなくなること、3)破損しきい値は、初期ギャップ幅が狭い程低くなる傾向にあるが、その値の相違はそれ程大きくないこと、4)破損機構は初期ギャップ幅の相違によって変化しないこと、5)燃料の温度挙動および変形挙動を理解するうえでペレットの変形の正確なモデル化が今後の課題となること、等の重要な結論を得た。
上塚 寛; 古田 照夫; 川崎 了
JAERI-M 8081, 26 Pages, 1979/02
LOCA時に燃料被覆管が破裂した場合、被覆管内面が酸化することによって生じる脆化挙動を解明するためにLOCA安全解析における燃料被覆管表面温度の計算例に合わせて、被覆管内面酸化時の水蒸気状態を模擬した滞留水蒸気中酸化実験を行った。その結果、ジルカロイ被覆管が脆化する主因は被覆管中に吸収された水素による水素脆化であることが明らかになった。又,100Cにおけるリング圧縮試験で水素を約500wt.Ppm以上吸収したジルカロイ被覆管はすべて脆化していることが判明した。酸化後の金属組織が相当軸晶である被覆管は吸収水素量が200wt.Ppm以上であっても300Cリング圧縮試験で延性を示したが、針状pior-組織である被覆管は吸収水素量が1000wt.Ppt程度であっても300C圧縮試験で脆性であった。
古田 照夫; 川崎 了; 橋本 政男; 大友 隆
Journal of Nuclear Science and Technology, 15(10), p.736 - 744, 1978/10
被引用回数:16軽水炉における冷却材喪失事故時の燃料挙動を調べるため、5種類の燃料棒を水蒸気中又は真空中で加熱をおこなった。昇温速度、加熱方法、雰囲気や定常運転中の生成酸化膜などの変形に及ぼす影響について検討した。燃料棒の最大円周伸びは破裂温度に依存し、前記要因の差異も明らかになる。変形に伴う破覆管平均肉厚の変化は加熱方法と雰囲気の影響を受ける。波覆管内面に生ずる酸化皮膜は、内面への水蒸気供給が少ないとき外面皮膜よりも厚くなるのが観察された。粗で厚い内面の皮膜は単斜晶系および正方晶系のジルコニアで形成され、かつそのような場合高い吸収水素量が認められた。