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羽賀 勝洋; 寺田 敦彦*; 神永 雅紀; 日野 竜太郎
日本原子力学会誌, 42(8), p.821 - 824, 2000/08
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)大強度陽子加速器を用いた次世代の中性子源として設計検討を進めている水銀ターゲットについて、陽子ビームの入射方向に対し水銀の流れが直交するクロスフロー方式ターゲット構造の有効性を確認するため、アクリル製の実規模水銀ターゲットモデルを製作して非加熱の水流動実験を行い、PIV(Particle Image Velocimetry)法で流速分布を測定した。並行して、水流動条件下での流速分布解析を行い、実験結果と比較検証した。その結果、ターゲット内の発熱密度分布に応じたクロスフロー方式の流量配分を達成できる目処を得た。また、標準K-
モデルを用いた解析で、全体的な流動パターンの特徴を再現することができた。
麻生 智一; 神永 雅紀; 寺田 敦彦; 日野 竜太郎
JAERI-Tech 99-049, 45 Pages, 1999/06
原研で開発中のMW規模の核破砕ターゲットシステムにおいて、超臨界水素を用いる冷減速材は中性子性能に直接影響する重要な機器である。冷減速材容器内における水素温度の上昇が中性子収率に影響するため、再循環流や停滞流などホットスポットの発生要因を抑制して円滑な流動を実現する必要がある。冷減速材容器の概念設計に反映するため、簡易モデル試験体を用いて入口噴流管による衝突噴流とその随伴流の流動パターンを水流動条件下で測定した。入口噴流管の位置が底面より10mm以上で噴流速度が1m/s以上では再循環流領域の高さは約50mmであり、STAR-CDによる流動解析結果はこの流動パターンをよく再現した。この結果をもとに実機用冷減速材容器内の予備的な熱流動解析を行い、水素の局所的な温度上昇を3K以内に抑制するための流動条件を明らかにした。
麻生 智一; 石倉 修一*; 寺田 敦彦*; 勅使河原 誠; 渡辺 昇; 日野 竜太郎
Proceedings of 7th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-7) (CD-ROM), 10 Pages, 1999/04
中性子科学研究計画では、5MW陽子ビームとターゲットとの核破砕反応で発生した大強度中性子を実験に応じたエネルギーレベルに減速する高効率の減速材の開発が極めて重要である。特に、超臨界水素を用いる冷減速材容器は、扁平、薄肉構造とし、1.5MPa,20Kの条件に耐え、かつ、水素温度の上昇を3K以内に抑制する必要がある。構造強度解析から容器には112MPaの応力が発生し、流動実験及び解析から水素温度を局所的に上昇させる再循環流の発生が顕著なことを確認した。これらの結果を踏まえて、微小フレーム構造等で強度を確保し、旋回流や吹出し流で再循環流の発生を抑制する冷減速材容器構造を提案した。
麻生 智一; 神永 雅紀; 寺田 敦彦; 日野 竜太郎
JAERI-Tech 99-014, 113 Pages, 1999/03
ターゲットシステムにおいて、超臨界水素を用いた冷減速材は中性子強度やパルス性能などの中性子性能に影響する重要な機器である。特に減速材容器内における水素温度の上昇が中性子収率に影響を与えるため、減速材容器の設計では再循環流や停滞流の発生を抑制して水素をスムーズに流動させる必要がある。そこで、減速材容器の概念設計に反映させるため、減速材容器を模擬した試験体を用いて、減速材入口管からの衝突噴流による流動状況を明らかにするために水による予備的な流動実験を行った。実験の結果、衝突噴流によって大きな再循環流が発生していることが確認でき、STAR-CDコードによる流動解析結果とよく一致した。これらの結果をもとに、減速材容器構造の概念設計をさらに推進させ最適な容器構造を明らかにするために、今後の熱流動実験計画を立案した。
蕪木 英雄; 滝塚 貴和
JAERI-M 87-174, 17 Pages, 1987/10
冷却材の漏れ流れを防止することは、プリズマティック高温ガス炉炉心の熱流動設計において重要である。本論文では、三角形の断面を持つ黒鉛シール要素とV字形のシール溝とから構成される新しいシール機構を提案した。空気流動実験により本シール機構は従来の平板形シール機構に比較して極めて高いシール性能を持つことが分かった。また、本シール機構の圧力損失係数をシール要素端部ギャップの有効面積により予測できることが分かった。
高瀬 和之; 吉田 啓之; 岡田 英俊*; 小碇 創司*; 都築 宣嘉*
no journal, ,
東京電力福島第一原子力発電所2号機(1F2)では、制御電源が喪失後も原子炉隔離時冷却系(RCIC)は作動し続け、地震発生から70時間以上にわたって炉心に注水が行われたと考えられる。制御電源の喪失にもかかわらず、RCICによる注水が継続された要因については未だ明らかになっていないが、原子炉水位の補正結果などから、原子炉水位の上昇に伴い、設計では蒸気によって駆動されるRCICタービンが、蒸気に水が混入した二相流によって駆動されたことがMAAP等の解析によって推測されている。しかし、設計と異なる二相流状態で駆動された場合のタービンの性能など、未解明な課題が多く、実験的な研究が検討されている。具体的には、1F2のRCIC挙動を実規模で再現する大型統合試験やそれを補完するモデル実験が提案されているが、過酷事故解析コード等の検証にはタービンを含むRCIC配管内部の二相流挙動の把握が必要であり、このデータの取得には大型統合試験やモデル実験では不十分であるため、より基礎的な実験が必要と考えられる。
吉田 啓之; 上澤 伸一郎; 山下 晋; 永瀬 文久
no journal, ,
福島第一原子力発電所の廃炉に向けた燃料取出工法の選定においては、格納容器の止水に関する課題の存在や汚染水処理の観点から、水を張らない完全気中工法が検討されている。燃料取出に対する完全気中工法の採用においては、燃料デブリの気中での冷却能力の把握が課題とされており、原子力機構では、冷却性能について検討するための評価手法の開発を行っている。本評価手法開発にあたっては、解析的評価の初期及び境界条件となる、溶融燃料の分布を含めた評価を可能とするため、溶融燃料の移行挙動や自然、共存対流の評価が可能である、JUPITERコードをもとに開発を行っている。また、手法の評価に必要な、データや知見の取得、解析モデルの追加・改良のための熱流動試験を同時に実施する。本発表においては、本手法開発で検討・実施されている、解析手法開発及び熱流動試験の計画及び現状について報告する。
