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坂本 慶司; 春日井 敦; 南 龍太郎; 高橋 幸司; 小林 則幸*
Journal of Physics; Conference Series, 25, p.8 - 12, 2005/00
日本原子力研究所で行っているITER用170GHzジャイロトロン開発の最新結果を報告する。これまで、0.5MWで100秒の発振に成功したが、時間とともにビーム電流が低下する、ジャイロトロン内にもれRFが多いなどの問題が確認された。前者は、電流引出しによるヒーターの温度低下が原因であり、この対策として、ヒーターの入力を時間的にプレプログラム制御する手法を導入し電流の一定化を行った。また、後者には放射器の内面形状を、回折損失が最小となるよう数値計算にて最適化し、従来の損失を1/5に低減する設計に成功した。ビーム電流出力実験において、約1.6MWの電子ビームを1000秒間安定に制御できることを実証した。今後、実際のRFを出力させ、長時間発振を行う。
南 龍太郎; 小林 則幸*; 坂本 慶司; 春日井 敦; 高橋 幸司; 今井 剛
JAERI-Research 2004-006, 17 Pages, 2004/03
JAERI-Research-2004-006.pdf:1.37MB
ITER用大電力ジャイロトロンの秒レベルの長パルス運転時には、5A/sの電子ビーム電流の減少が生じ、正常な発振条件のミスマッチに起因する発振モードの移行のため、パルス幅が制限された。この電流減少の物理機構について検討し、その改善のための方法について報告する。電子ビーム電流の定量的な評価は、電子銃部陰極における熱移動のモデルを考え、パワーバランス方程式を解くことにより行い、このモデルが、実験結果をよく説明できることを明らかにした。また、ジャイロトロンの安定高性能な運転を維持するために、ショット中に電子銃部のヒーター電圧を上げ、電子ビーム電流を補償する実験を行った。これにより、電子ビーム電流の減少が抑制され、連続運転に向けた発振の安定化への見通しが得られた。
有田 忠明*; 山西 敏彦; 岩井 保則; 西 正孝; 山本 一良*
Fusion Science and Technology, 41(3), p.1116 - 1120, 2002/05
深冷壁熱拡散塔の分離係数をH(水素)-D(重水素),H-T(トリチウム)系で測定した。塔は高さ1.5m,内径0.03mである。塔の中心に同心状に設置するヒーターとして、径0.05mmのタングステン線と、径11mmのシースヒーター型のものを使用し試験した。塔の分離係数は、ヒーター温度の増加とともに増大する。また塔への供給流量の増加に対して、分離係数は減少し最適圧力は増大する。タングステン線使用時の全還流操作時の最大分離係数は、温度1273Kで、H-D系では49.2,H-T系の条件では284であった。供給流量10cm
/min,温度1273K,H-T系の条件で、タングステン線ヒーター使用の場合、最大分離係数は55であったが、シースヒータ使用の場合には温度が763K以外は同条件で、2660の高い分離係数を得た。これは、ヒーター径が大きくなることで、塔内の温度分布勾配が大きくなることによるものである。
小林 順; 磯崎 正; 田中 正暁; 西村 元彦; 上出 英樹
JNC TN9400 2000-025, 78 Pages, 1999/11
JNC-TN9400-2000-025.pdf:2.24MB
高速炉の特性として、炉心燃料集合体内のピンバンドルの緊密さ(流路の水力等価直径:約3[mm])と出力密度の高さ(ピンバンドル部最大値:約520[W/cmの3乗])が挙げられる。この特性に着目した安全評価事象として燃料集合体内局所異常事象がある。局所異常事象の起因事象の一つとして局所的な流路閉塞事象が挙げられ、その研究が進められている。既往研究では、ワイヤスペーサ型バンドル内での閉塞形態は微小粒子による厚みのあるポーラス状閉塞となる可能性が高いとされている。燃料集合体内にこのような局所的な閉塞が生じた場合における燃料ピンの健全性を評価するためには、ポーラス状閉塞物内部およびその周囲の熱流動挙動を把握するとともに、閉塞領域近傍の温度分布および最高温度を予測する必要がある。本研究では燃料集合体内ポーラス状閉塞に関する現象の把握と解析コードの総合的な検証データの取得を目的にナトリウム実験を実施した。実験は、60万kW級大型炉の燃料ピンを模擬した電気ヒーターピンからなる37本ピンバンドルを用いて行なった。ポーラス状閉塞物はSUS球を焼結させて製作し、模擬集合体の一辺に沿った外側2列の14サブチャンネルにわたって組み込んだ。ヒーターピン出力を試験パラメータとし、大型炉の最大線出力(
420[W/cm])の14%から43%の範囲で変化させた。流量条件は大型炉の集合体内定格時Re数の93%で一定とした。試験の結果、閉塞されたサブチャンネルでかつ周囲の3サブチャンネルが全て閉塞しているサブチャンネルに面した模擬燃料ピン表面の流れ方向下流側位置において最高温度が観測された。流れ方向下流側に最高温度が観測されたことなどからポーラス状閉塞物内の温度場が内部の流動場の影響を強く受けていることがわかった。閉塞物内の温度分布形状はヒータ出力の依存性が小さく、集合体入口から最高温度点までの温度上昇幅はヒータ出力に比例して増加することが明らかとなった。
古谷 一幸; 原 重充*; 黒田 敏公*; 榎枝 幹男; 佐藤 聡; 秦野 歳久; 高津 英幸; 小原 祥裕
JAERI-Tech 99-025, 45 Pages, 1999/03
ITERの炉内に装荷されるブランケットモジュールの繰り返し熱負荷に対する除熱特性、構造健全性等の評価・実証を目的とした加熱試験設備の設計・製作を行った。ブランケットモジュール表面への熱流束(実機表面への平均熱流束:約0.25MW/m
)の模擬にはモジュール表面をほぼ均一に全面加熱することを考慮して赤外線加熱方式を採用した。本設備の赤外線ヒータの有効加熱面積は0.56
0.6mであり、得られる熱流束はヒータ表面で約0.3MW/mである。赤外線ヒータは真空雰囲気中(~10
Torr)で使用するため輻射熱及び自身の発する熱によるランプの破壊防止の観点からOリング(耐熱温度300
C)を使用しており、Oリングもまた、健全性担保のため空冷している。本設備の性能確認試験を通じ、設備の改良を施した結果、赤外線ヒータの定格運転及びサイクル運転に成功した。
小畑 雅博; 遠藤 泰一; 田中 勲; 伊藤 治彦
UTNL-R-0247, 6 Pages, 1990/00
原子炉での中性子照射試験研究において、照射温度は最も重要なパラメータの一つであり、JMTRでは、様々な温度制御方法を用いて照射研究のニーズに対応してきている。JMTRにおけるキャプセル温度制御の実際として、真空温度制御キャプセル、ヒータ温度制御キャプセルとこれらを組合せた方法による原子炉低出から定格出力までの一定温度制御について紹介し、さらに最近開発した自動化型温度制御装置とこれを使用した一定温度制御の照射試験結果について報告する。
清水 正亜; 清水 徹*; 秋野 昇; 山本 正弘; 高津 英幸; 大久保 実; 安東 俊郎; 太田 充; 梶浦 宗次*; 松本 潔
日本原子力学会誌, 29(12), p.1108 - 1115, 1987/12
被引用回数：0 パーセンタイル：0.02(Nuclear Science & Technology)臨界プラズマ試験装置JT-60の真空容器の加熱冷却装置及びその試験結果について述べる。JT-60の真空容器には超高真空対策の一つであるベーキングなどのために最高500Cまで加熱でき、かつ比較的短時間で冷却可能な加熱冷却装置を設けた。加熱には電気ヒータ、冷却には水または窒素ガスを用いた。現地における真空容器組立後のベーキング試験の結果、到達温度、昇温時間、温度分布などは目標値を十分に満足し、また到達圧力、放出ガス速度なども仕様を満し、ベーキング後の真空リークもすべて検出感度以下であった。また、昇降温時の熱膨張変位に対して摺動部も正常に作動することを確認した。
下岡 謙司; 須田 真太郎*; 荒木 邦夫
JAERI-M 82-163, 47 Pages, 1982/11
地下深部における岩盤の熱伝導率を測定する手法として、ヒーター加熱による岩盤の温度上昇から熱伝導率を求める手法について述べたものである。変朽安山岩体内部で地表面下約90mの深さの坑道側壁に、水平・平行に6本のボーリング孔を壁面から2.5m~4.5mの深さに掘り、そのうち1本に電気ヒータを設置し開口部をセメントで埋めた。他の5本にはヒータ中心からの距離0.5~2.0mで熱電対11本を埋め込み開口部を全てセメントで塞いだ。47mm
、長さ1mのヒータに、出力880Wで61日間通電し、周囲の岩盤の温度上昇を測定した。岩盤の熱伝導率は、岩盤が均質で無限大であり、熱伝導率は温度に依らず一定、という仮定のもとに定常計算により求められ、2.1W/m・Cという値が得られた。この値はコアーサンプルの実験室での測定値1.5~1.6W/m・Cと比較するとわずかに大きな値である。
須藤 高史
JAERI-M 9533, 26 Pages, 1981/06
再冠水実験には、その容易性から、実燃料を模擬した電気ヒータが使用されることが多い。しかしながら電気ヒータでは構成材料の熱容量、熱伝導率の違いおよびギャップの有無などにより、そのデータをただちに実燃料に適用できるかどうかは問題である。また実燃料による再冠水実験もまだ少なく、実燃料の挙動に関しては、まだ完全には明らかにされていない。本研究では、有限要素法を用いた非定常熱伝導解析コードHETFEMを開発し、そのコードにより、直接通電ヒータ、間接通電ヒータおよび実燃料についての温度挙動を解析し、ヒータの模擬性を検討した。また実燃料計算では、ギャップ熱伝達率をパラメータとし、その効果の検討を行なった。
小川 益郎; 関 昌弘; 河村 洋; 佐野川 好母
JAERI-M 8424, 33 Pages, 1979/09
本報告は、核融合炉実験用高速中性子源(FNS)のターゲットの冷却システムの設計と、冷却システムと同型状の電気加熱方式によるターゲット冷却実験装置を用いて冷却システムの水力特性と除熱特性を調べるために行った実験に関するものである。冷却システムは、構造的、熱的、水力学的諸要求をすべて満たすよう設計され、従来のものと比べてかなり改良された。水力特性に関する実験の結果、冷却水量は1.3l/s付近が適当であることが分かった。最大流量のときでさえ、実験装置の振動やターゲット冷却部での冷却水のキャビテーションは起らなかった。また、除熱特性に関する実験の結果、冷却システムの冷却能力は、FNSでのターゲット使用条件を十分に満足しており、実験結果を外挿すると、ターゲットの最高温度を200C以下に保つとき、強制対流非沸騰冷却方式によって、最大2.3KWの熱負荷を除去できることが分かった。冷却面をフィン構造にすれば、最大3.7KWまでの熱負荷を除去できる。
関 昌弘; 小川 益郎; 河村 洋; 前川 洋; 佐野川 好母
Journal of Nuclear Science and Technology, 16(11), p.838 - 846, 1979/00
被引用回数：2核融合炉開発研究の一環として、日本原子力研究所は、高速中性子発生装置(FNS)を建設中である。このFNSで使用する静止ターゲットの冷却システムを、構造的、熱的、水力学的諸要求を満たすように、開発した。実験装置では、加速器を用いずに熱伝達の実験ができるように、電気加熱のヒーターピンを挿入した模擬ターゲットを使用した。イオンビームと冷却水路用の2つの短形導管を同軸に配置し、イオンビームの導管の最先端にターゲットを取り付けた。ターゲットの交換が容易にできるように外管の端栓は着脱可能な構造とした。冷却水のヘッド差と熱伝達に関する実験データを得た。実験結果から、1.76cmのターゲット面内で最大約2.3kWまでの熱を除去できる事がわかった。この最大熱負荷は、FNSで要求される熱負荷に比べて十分に大きい値である。
松井 一晃; 芋生 和道*; 光元 里香; 安藤 勝訓; 二神 敏
no journal, ,
「もんじゅ」の重大事故等発生時にメンテナンス冷却系(メ冷系)を活用する際、ナトリウム(Na)汲上げ等による原子炉容器(R/V)液位の確保及びメ冷系の運転がNa凍結によって阻害されないよう、凍結防止に必要な予熱ヒータの耐震性評価に資するため、地震応答解析を実施し、凍結リスクが相対的に高い小口径配管について予熱ヒータで想定すべき地震加速度(加速度)を明らかにした。
