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柴田 光彦; 高瀬 和之; 渡辺 博典; 秋本 肇
Fusion Engineering and Design, 63-64, p.217 - 222, 2002/12
被引用回数：5 パーセンタイル：34.51(Nuclear Science & Technology)本報は、核融合実験炉の圧力抑制システムが設計どおりの機能を有していることを実験的に調べたものである。試験は、核融合実験炉の構成要素(真空容器や圧力抑制システム等)を約1/1600のスケールで簡略モデル化した装置を使って、核融合実験炉の運転条件を模擬した条件下で真空容器内冷却材侵入時の圧力上昇挙動を調べた。一連の試験を行い、次の結論を得た。(1)3本のリリーフ配管を使用した場合には1本だけの場合に比べて真空容器内の最高到達圧力を約50kPa低下できる。(2)真空容器内の圧力上昇はリリーフ配管の断面積に大きく依存する。(3)最大水侵入時における真空容器内の圧力上昇速度は秒速100-200kPaである。(4)冷却材の温度,圧力,真空容器壁温,侵入水量等の広範囲な条件に対しても圧力抑制システムは設計どおりの性能を十分期待できる。
小瀬 裕男*; 高瀬 和之; 吉田 啓之; 秋本 肇
Proceedings of 10th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 10) (CD-ROM), 8 Pages, 2002/00
核融合炉真空容器内に冷却材が侵入した場合を想定し、真空容器内で起こる熱流動現象を数値的に調べた。著者らはすでに、軽水炉の安全性評価解析コードTRACを核融合炉条件に対して利用できるように改良している。この改良TRACコードを使って、核融合炉の構成要素を縮小簡略モデルで模擬した体系で冷却材侵入時の水-蒸気系二相流挙動に関する3次元詳細解析を行った。本研究の結果、真空容器,サプレッションタンク,ドレンタンク,リリーフ配管,ドレン配管等から構成される圧力抑制システム内での蒸気と水の分離流挙動が視覚的に明らかになり、現状の圧力抑制システム設計の考え方は十分妥当であることがわかった。また、リリーフ配管の断面積,冷却材温度,真空容器温度,侵入時間等をパラメータとした一連の解析結果はモデル試験結果を高い精度で模擬できることを示した。
栗原 良一; 安島 俊夫*; 植田 脩三; 関 泰
Journal of Nuclear Science and Technology, 38(7), p.571 - 576, 2001/07
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)原研では、核融合炉の冷却材侵入事象(ICE)予備実験結果をもとに、軽水炉で開発されたTRAC-BF1コードをICE事象用に改良して検証を行ってきた。本論文は、ITER実機の3次元モデルを、改良したTRAC-BF1で解析し、ITER工学設計(EDA)の安全解析標準コードであるMELCOR解析結果と比較した結果等を述べる。TRAC-BF1モデルの真空容器内初期温度、注入水の質量流量等をMELCOR解析と同一にして計算した結果、TRAC-BF1で求めた最大圧力はMELCORよりも約0.04MPa高くなったが、ITERの真空容器設計耐圧0.5MPaの範囲内であることを確認した。また、3次元解析から、0.6m
の破断口は周方向4分割の内1箇所に集中させて水を注入したが、周方向4箇所にセットしたRupture Discの開口時間の差は最大3msecであり、圧力上昇挙動に影響しないことがわかった。
高瀬 和之; 小瀬 裕男*; 秋本 肇
Fusion Technology, 39(2-Part.2), p.1050 - 1055, 2001/03
本研究は、真空容器内冷却材侵入事象時に核融合炉内で起こる水-蒸気二相流挙動を冷却材侵入事象統合試験装置を使って実験的に調べ、また、TRACコードを使って実験結果を数値的に検証したものである。冷却材侵入事象統合試験装置は核融合実験炉(ITER)の構成要素を約1/1600で縮小簡略モデル化しており、プラズマチャンバー、ダイバータ、真空容器、サプレッションタンク等から構成される。実験では冷却材侵入時の水の相変化挙動を可視的に観察し、プラズマチャンバーからダイバータを通って真空容器に流れ込む水と蒸気の流動挙動を定性的に明らかにした。また、ITERサプレッションシステムが冷却材侵入時の圧力上昇を有効に抑制できることを定量的に確認した。さらに、冷却材侵入時の容器内の圧力上昇、ボイド率等をTRACコードによる数値解析によって高い精度で予測できることを実験結果との比較から明らかにした。
高瀬 和之; 小瀬 裕男*; 秋本 肇
日本機械学会流体工学部門講演会2000講演論文集 (CD-ROM), 4 Pages, 2000/09
核融合実験炉ITERで真空容器内に冷却材が侵入する事象(ICE事象)が起きた場合の水-蒸気二相流挙動やサプレッションタンクによる安全システムの妥当性を定量的に把握するために、著者らはITERの構成要素を約1/1600の縮尺で簡略モデル化したICE統合試験装置を製作した。本報はICE統合試験装置で得られた結果とTRAC-PF1コードによる検証計算の結果について述べる。TRAC-PF1は軽水炉の安全性評価を目的として開発された熱流動解析コードであり、ITER用安全性評価解析コートの1つとして利用されている。ICE統合試験装置を使って一連のICE事象模擬実験を行い、サプレッションタンク方式による圧力上昇抑制機構がITER安全システムとして有効であることを実験的に明らかにした。また、ICE事象時の真空容器内沸騰二相流挙動はTRAC-PF1コードを使って十分に予測できることがわかった。
高瀬 和之; 小瀬 裕男*; 鈴木 貴行*; 秋本 肇
日本機械学会山梨講演会講演論文集(000-4), p.173 - 174, 2000/00
核融合実験炉ITER(International Thermonuclear Experimental Reactor)で真空容器内冷却材侵入事象(Ingress of Coolant Event)が起きた場合の真空容器内の気液二相流挙動を数値解析的に調べ、ITER構成要素を約1/1600で模擬したICE統合試験装置の結果と比較した。解析には二相流モデルから成る3次元Navier-Stokes方程式を使用した。ICE事象発生後、水の減圧沸騰によりプラズマチャンバー内は蒸気で満たされる。その後侵入水はダイバータを通って真空容器底部に停留する。本解析ではこの一連の二相流挙動を数値的に明らかにした。また、サプレッションタンク内では蒸気凝縮によって初期水量及び水温が増加し、その結果飽和水量が上昇することを数値的に検証した。一連のICE事象解析の結果は冷却材侵入時の水-蒸気沸騰二相流挙動を数値的に十分予測できることを示した。
高瀬 和之; 功刀 資彰*; 山崎 誠一郎*; 藤井 貞夫*
Fusion Technology, 34(3), p.640 - 644, 1998/11
核融合炉の真空容器内冷却材侵入事象(ICE)時には、水の沸騰・蒸発に伴って圧力が急上昇するため、条件によっては真空容器破損を引き起こすことが考えられる。ITERの設計では、真空容器内で圧力が上昇した場合にはプラズマチャンバー部とぼぼ同じ大容積を持つサプレッションタンクを接続することによって系統内の減圧を図る計画である。しかし、サプレッションタンクの構造は複雑であり、核融合炉の合理化のためには縮小簡略化が期待されている。本研究ではICE事象時の圧力上昇緩和を目的として、サプレッションタンクに代わる方法の性能を実験的に調べた。水の飽和温度と飽和圧力の関係から、ICE事象が起きた場合には真空容器内に設けた低温部で水蒸気を凝縮させて、低温部の温度で定まる飽和圧力にまで容器内圧力を低下させることが理論上可能である。そこで、既設のICE予備実験装置に水冷ジャッケット付き小型タンクを配管を介して接続して、ICE時の圧力上昇を強制的に抑制する手法を考案した。現在のところ、真空容器の約10%の容積タンクでも冷却温度を変えることによってICE事象後の圧力上昇を任意の圧力以下で抑制できることがわかった。
高瀬 和之; 功刀 資彰*; 山崎 誠一郎*; 藤井 貞夫*
第35回日本伝熱シンポジウム講演論文集, p.801 - 802, 1998/05
核融合炉で真空容器内冷却材侵入事象(ICE)が起こると水の沸騰・蒸発に伴って圧力が急激に上昇することを、ICE予備実験装置を使って定量的に明らかにした。核融合炉の安全設計を行う場合、真空容器内圧力の上昇は容器破損に繋がるため、圧力上昇を抑制するための安全装置の設置が必要である。水の飽和温度と飽和圧力の関係から、ICEが起きた場合には真空容器内に設けた低温部で水蒸気を凝縮させ、容器内圧力を低温部の温度で定まる飽和圧力に維持させることが理論上可能である。そこで、任意の容積を持つ水冷ジャッケット付きタンクを真空容器に配管を介して接続して、ICE時の圧力上昇を強制的に抑制する手法(強制冷却式付加タンク)を考案した。現在のところ、真空容器の10%の容積の付加タンクでも圧力上昇を2気圧未満に抑制できることがわかった。本手法は核融合炉安全設計の合理化に大いに役立つものと考えられる。
栗原 良一; 安島 俊夫*; 功刀 資彰; 高瀬 和之; 柴田 光彦; 関 泰; 笠原 文雄*; 山内 通則*; 細貝 いずみ*; 大森 順次*
Fusion Engineering and Design, 42, p.61 - 66, 1998/00
被引用回数：7 パーセンタイル：53.73(Nuclear Science & Technology)日本原子力研究所では、国際熱核融合実験炉ITERのR&Dタスクの一つとして冷却材侵入事象(ICE)実験をTRAC-BF1等の安全性解析コードを検証するための熱流動データを得る目的で実施している。TRAC-BF1コードは元々沸騰水型原子炉の想定過渡事象を詳細に解析するために開発されたコードなので、核融合炉真空容器内で起こるICE現象を解析できるように原研で改良を進めてきた。安全性解析コードのベンチマークテストとしてICE実験を、真空容器内圧力10または10
Pa、真空容器内温度150または250
C、噴出水温度100または200C、噴出水圧力3.5MPaの条件で実施した。TRAC-BF1コードを用いてこれらの実験を解析し、実験と解析の差について考察した。論文ではTRAC-BF1コードの概要と手法、ICEベンチマーク解析の方法と結果及び今後の課題について述べる。
高瀬 和之; 功刀 資彰*; 秋本 肇
Proc. of 6th Int. Conf. on Nucl. Eng. (CD-ROM), 12 Pages, 1998/00
核融合炉の真空容器内冷却材侵入事象(ICE)をスケールモデルで模擬したICE予備実験の結果から、圧力上昇過程の支配因子は、(1)加熱面に衝突した水の沸騰、(2)容器内部に蓄積した水の沸騰及び(3)水侵入時のフラッシング蒸発であることがわかった。そこで、熱流動解析コードTRAC-PF1を使って圧力上昇挙動を数値的に検証した。TRACコードによる感度計算の結果、ICE時の圧力上昇過程を数値的に十分予測できることがわかった。同時に、予測精度の向上には、真空容器内に侵入した水の飛散分布及び水と接する容器内伝熱面積を正確に把握する必要があることを明らかにした。
高瀬 和之; 功刀 資彰; 関 泰
Eighth Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics (NURETH-8), 3, p.1321 - 1327, 1997/00
国際熱核融合実験炉(ITER)の安全性研究として、真空容器内冷却材侵入事象(Ingress of Coolant Event)及び真空境界破断事象(Loss of Vacuum Event)下における真空容器内の圧力上昇速度等を実験的に調べた。冷却材侵入事象予備実験では、容器内温度250C、注入水温度200Cの条件で35気圧の水を10秒間注入したところ、容器内圧力は最高7気圧まで上昇したが、ITERで計画されているサプレッションタンクを使用することにより最高到達圧を目標とする値に低減できることを実験的に確認した。今後は広範な温度条件に対してサプレッションタンクの減圧性能を調べる計画である。真空境界破断事象予備実験では、破断後に容器内が真空から大気圧になるまでの置換時間は破断口サイズが1mm径の場合には約1時間、100mm径の場合には約0.5秒になり、これら置換時間と破断口サイズの関係は対数グラフ上でほぼ整理できることがわかった。この結果から、ITERにおける真空境界破断の置換時間を推定することが可能となった。
栗原 良一; 関 泰; 植田 脩三; 青木 功; 西尾 敏; 安島 俊夫*; 功刀 資彰; 高瀬 和之; 山内 通則*; 細貝 いずみ*; et al.
Journal of Fusion Energy, 16(3), p.225 - 230, 1997/00
被引用回数：3 パーセンタイル：30.34(Nuclear Science & Technology)VDE事象や逃走電子のようなプラズマ異常は、真空容器内冷却管の多数損傷に至る可能性がある。冷却管が損傷すると冷却水が真空容器内で蒸発し、加圧を引き起こす。このような事象を冷却材侵入事象(ICE)と呼ぶ。また、ICE等による真空容器内圧上昇が起因となって、真空境界が破断する真空破断事象(LOVA)が想定される。現在までに実施してきたICE予備試験とLOVA予備試験では、これら事象の基本的メカニズムに着目した実験を行い、基礎データを得て評価コードの開発を行ってきた。総合試験では、ITERの安全審査に備え、これら評価コードの検証を行うとともに、ICEからLOVAに至る現象を総合的に試験する計画である。本論文では、現在、概念設計を進めている総合試験装置の概要及び試験の計画について紹介する。
高瀬 和之; 功刀 資彰; 関 泰; 栗原 良一; 植田 脩三
Fusion Technology, 30(3(PT.2B)), p.1453 - 1458, 1996/12
核融合炉の第一壁やダイバータ等のプラズマ対向機器には、除熱のために多数の冷却水配管が組み込まれている。これら冷却水配管が何らかの理由で損傷し、配管内を流れる高温高圧水が真空容器内に噴出した場合、水が高温壁に接触して沸騰・蒸発して急激に容器内圧力が上昇することが考えられる。もし真空容器内圧力が安全装置(ラプチャーディスク)の動作時間よりも速く真空容器の耐圧値に達するならば、最悪事態として真空容器が破損することが考えられる。そこで、核融合炉の真空容器を模擬した予備実験装置を使って、真空容器内冷却材侵入事象(ICE)時の熱流動挙動を定量的に調べた。実験条件は、容器内真空度10Torr以上、容器内壁温度150~250C、高温高圧水の温度80C及び圧力3.5MPaである。その結果、圧力上昇速度は侵入水量に依存するものの、本実験の範囲では0.05MPa/s以下であり安全装置の動作時間を十分確保できることが分かった。また、水衝突面の温度分布から噴出水の衝突面上の影響範囲と噴出水量との関係を明らかにした。さらに、一次元の2相流計算の結果、ICE時の容器内圧力変動は数値的に予測できることを示した。
