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高松 邦吉; 舩谷 俊平*
Proceedings of 2023 International Congress on Advanced in Nuclear Power Plants (ICAPP 2023) (Internet), 17 Pages, 2023/04
受動的安全性を持つRCCSは、大気を冷却材として使用するため、冷却材を喪失することはないが、大気の擾乱の影響を受けやすいという欠点がある。そのため、大気放射を利用したRCCSと、大気自然循環を利用したRCCSを実用化するためには、想定される自然災害や事故状態を含むあらゆる状況下で、原子炉からの発熱を常に除去できるのかについて安全評価を実施する必要がある。そこで本研究では、2種類の受動的RCCSについて、熱除去のための受動的安全性の余裕(裕度)について同一条件で比較した。その結果、提案した大気輻射を利用したRCCSは、外気(大気)の擾乱に対して原子炉圧力容器(RPV)の温度を安定的に維持できる利点を明らかにすることができた。さらに、RPV表面から放出される廃熱をすべて利用できる方法も提案した。
石井 悠衣*; 山本 有梨沙*; 佐藤 直大*; 南部 雄亮*; 河村 聖子; 村井 直樹; 尾原 幸治*; 河口 彰吾*; 森 孝雄*; 森 茂生*
Physical Review B, 106(13), p.134111_1 - 134111_7, 2022/10
被引用回数：0 パーセンタイル：0(Materials Science, Multidisciplinary)We report that complete suppression of a phonon-driven structural phase transition causes partial breakdown of a three-dimensional translation symmetry in a well-defined sublattice. This state is revealed for a dielectric compound, Ba
Sr
Al
O
, that comprises an AlO network incorporated into a hexagonal Ba(Sr) sublattice. Pair distribution function analyses and inelastic neutron scattering experiments provide clear-cut evidence of the AlO network forming a continuum of Al-O short-range correlations similar to glasses, whereas the Ba(Sr) sublattice preserves the original translational symmetry. This glassy network significantly dampens the phonon spectrum and transforms it into the broad one resembling those typically observed in glass materials.
高松 邦吉; 松元 達也*; Liu, W.*; 守田 幸路*
Annals of Nuclear Energy, 162, p.108512_1 - 108512_10, 2021/11
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)受動的安全性を持つRCCSは、大気を冷却材として使用するため、冷却材を喪失することはないが、大気の擾乱の影響を受けやすいという欠点がある。大気放射を利用したRCCSと、大気自然循環を利用したRCCSを実用化するためには、想定される自然災害や事故状態を含むあらゆる状況下で、常に原子炉からの発熱を除去できるのか、安全性を評価する必要がある。本研究では、2種類の受動的RCCSについて、熱除去のための受動的安全性の大きさを同一条件で比較した。次に、自然災害により自然対流による平均熱伝達率が上昇するなどの偶発的な条件をSTAR-CCM+でシミュレーションし、除熱量の制御方法を検討した。その結果、受動的安全性に優れ、伝熱面の除熱量を制御できる、大気放射を利用したRCCSが優れていることを明示できた。最後に、自然対流と輻射を再現するためにスケールダウンした除熱試験装置の肉厚(板厚)を決定する方法を見出し、加圧室及び減圧室を用いた実験方法も提案した。
高松 邦吉; 松元 達也*; Liu, W.*; 守田 幸路*
Annals of Nuclear Energy, 151, p.107867_1 - 107867_11, 2021/02
被引用回数：1 パーセンタイル：16.35(Nuclear Science & Technology)受動的安全性を備えた新しい炉容器冷却システム(RCCS)を提案する。RCCSは連続した2つの閉じた領域から構成される。1つは原子炉圧力容器(RPV)を囲む領域、もう1つは大気と熱交換をする冷却領域である。新しいRCCSはRPVから発生した熱を輻射や自然対流によって除去する。最終的なヒートシンクは大気であるため、電気的または機械的に駆動する機器は不要である。RCCSの特徴を理解するために、受動的安全性および除熱量の制御方法について、大気放射を用いたRCCSと大気の自然循環を用いたRCCSを比較した。受動的安全性の大小関係は、熱伝導
輻射自然対流の順である。よって、前者のRCCSは後者のRCCSより、受動的安全性が高いことがわかった。また、除熱量を制御する方法については、前者のRCCSは伝熱面積を変えるだけである一方、後者のRCCSは煙突効果を変える必要がある。つまり、ダクト内の空気抵抗を変える必要がある。よって、前者のRCCSは後者のRCCSより、簡単に除熱量を制御できることがわかった。
高松 邦吉; 松元 達也*; Liu, W.*; 守田 幸路*
Annals of Nuclear Energy, 133, p.830 - 836, 2019/11
被引用回数：2 パーセンタイル：21.58(Nuclear Science & Technology)輻射及び自然対流による受動的安全性を持つ革新的な原子炉圧力容器冷却設備(RCCS)を提案した。このRCCSは、連続した2つの閉空間(RPV周囲にある圧力容器室、大気と熱交換を行う冷却室)から構成される。また、RPVからの放出熱を、できるだけ輻射を用いて効率的に除去するため、今までに無い新しい形状を採用している。さらに、崩壊熱除去を行う際、作動流体及び最終ヒートシンクとして空気を用いることで、それらを失う可能性が大幅に低減される。そこで、本冷却設備の優れた除熱性能を示すために、等倍縮小した除熱試験装置を製作し、実験を開始した。本研究では、実機のRCCSと等倍縮小した除熱試験装置を比較する方法を提案する。
C福山 博之*; 東 英生*; 山野 秀将
Nuclear Technology, 205(9), p.1154 - 1163, 2019/09
被引用回数：33 パーセンタイル：97.65(Nuclear Science & Technology)316Lステンレス鋼溶融物(SS316L)及び5mass%BC含有SS316Lの密度,表面張力,輻射率,熱容量及び熱伝導率を測定するために、静磁場印加電磁浮遊法を用いた。5mass%BCをSS316Lに加えることで、液相温度,密度,輻射率及び熱伝導率において、SS316Lの液相温度で、それぞれ111K, 6%, 19%, 6%減少した。熱容量は、この追加により5%まで増加した。表面張力に関して、5mass%BCの追加による影響は明確には認められなかったが、SS316Lに溶解した硫黄により表面張力が大幅に減少した。
河口 宗道; 宮原 信哉; 宇埜 正美*
Journal of Nuclear Science and Technology, 56(6), p.513 - 520, 2019/06
被引用回数：2 パーセンタイル：21.58(Nuclear Science & Technology)本研究はナトリウム-コンクリート反応(SCR)によって発生する生成物について、融点及び熱伝導率を明らかにしたものである。試料は次の2種類の方法で作製した。1つ目は加熱炉内でナトリウムとコンクリート粉末の混合物を加熱したものである。2つ目はSCR実験を行い、その堆積物をサンプリングしたものである。前者は、過去の実験からナトリウムとコンクリートの混合割合を決定しており、後者は温度履歴やナトリウムとコンクリートの分布等、より現実的な条件を模擬している。熱重量・示唆熱(TG-DTA)測定から、試料の融点は865-942
Cであることが示されたが、金属ナトリウムを含む試料の融点は明確には分からなかった。そこで、より現実的な2つの試料については加熱炉内におけるその圧縮成型体の観察を行った。その観察により軟化温度は800-840C、融点は840-850Cであることが分かった。融点はTG-DTAの結果から10-20C低い温度となった。FactSage 7.2による熱力学計算から、融解が始まる温度はNa
SiO
やNaSiO等の構成物質の融解により起きることが分かった。反応生成物の熱伝導率は
=1-3W/m-Kとなった。これは、xNaO-1-xSiO (x=0.5, 0.33, 0.25)の熱伝導率と同程度であった。700Cにおけるこの熱伝導率は非架橋酸素数(NBO/T)の式によって説明されることが分かった。
生澤 佳久; 森本 恭一; 加藤 正人; 齋藤 浩介; 宇埜 正美*
Nuclear Technology, 205(3), p.474 - 485, 2019/03
被引用回数：2 パーセンタイル：21.58(Nuclear Science & Technology)混合酸化物燃料の熱伝導率に及ぼすプルトニウム含有量と自己照射の影響を評価した。熱伝導率の測定試料は、UO燃料および数種類のMOX燃料である。MOX燃料は、数種類のプルトニウム含有量及び、20年間保管したものである。これらの試料の熱伝導率は、レーザーフラッシュ法により得られた熱拡散率測定値から決定した。プルトニウム含有量の増加に伴い熱伝導率は低下したが、この効果はわずかであった。保管されたMOX燃料の試料を用いて、自己照射の効果を調べた結果、自己照射による熱伝導率の低下は、プルトニウム含有量、同位体組成および保管期間に依存することが分かった。格子パラメータの変化から、20年間の保管による熱伝導率の低下を予測することが可能であり、また、自己照射による熱伝導率の低下は、熱処理により回復し、1200Kを超える温度でほぼ完全に回復した。これらの評価結果から、フォノン伝導モデルに基づく熱伝導率を定式化した。この式は、プルトニウム含有量と自己照射の影響を考慮し、MOX燃料の熱伝導率を予測することができる。
高松 邦吉; 松元 達也*; Liu, W.*; 守田 幸路*
Annals of Nuclear Energy, 122, p.201 - 206, 2018/12
被引用回数：3 パーセンタイル：30.05(Nuclear Science & Technology)輻射及び自然対流による受動的安全性を持つ革新的な原子炉圧力容器冷却設備(RCCS)を提案した。このRCCSは、連続した2つの閉空間(RPV周囲にある圧力容器室、大気と熱交換を行う冷却室)から構成される。また、RPVからの放出熱を、できるだけ輻射を用いて効率的に除去するため、今までに無い新しい形状を採用している。さらに、作動流体及び最終ヒートシンクとして空気を用いることで、崩壊熱除去を行う際、それら作動流体及びヒートシンクを失う可能性が大幅に低減される。本研究では、熱伝導を利用したRCCSの除熱能力の向上を目指した結果、除熱できる熱流束が2倍となり、RCCSの高さを半分に、または熱出力を2倍にすることが可能となった。
細見 成祐*; 明石 知泰*; 松元 達也*; Liu, W.*; 守田 幸路*; 高松 邦吉
Proceedings of 11th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-11) (Internet), 7 Pages, 2018/11
受動的安全性を備えた新しい炉容器冷却システム(RCCS)を提案する。RCCSは連続した2つの閉じた領域から構成される。1つは原子炉圧力容器(RPV)を囲む領域、もう1つは大気と熱交換をする冷却領域である。新しいRCCSはRPVから発生した熱を輻射や自然対流によって除去する。最終的なヒートシンクは大気であるため、電気的または機械的に駆動する機器は不要である。RCCSの性能を理解するためにスケールモデルを使用して実験を開始した。ヒーター壁と冷却壁に異なる放射率を設定し、3つの実験を実施した。ヒーターから放出された総熱出力および壁面温度分布に関するデータが得られた。モンテカルロ法を使ってヒーターから放出された総熱出力に対する放射の寄与を評価した。ヒーター壁を黒く塗った場合、総熱出力に対する放射の寄与は約60%まで増加できた。つまり、実機においてRPVの壁面の放射率を高くすることは有効である。同時に、冷却領域の壁面の放射率も高くすれば、大気への放射を増加できるだけでなく、RCCS内の対流熱伝達も促進できることがわかった。
西 剛史; 中島 邦久; 高野 公秀; 倉田 正輝; 有田 裕二*
Journal of Nuclear Materials, 464, p.270 - 274, 2015/09
被引用回数：3 パーセンタイル：25.85(Materials Science, Multidisciplinary)U-20wt.%Pu-2wt.%Am-10wt.%Zr合金の熱伝導率は高速炉で用いるマイナーアクチノイド(MA)含有金属燃料の炉心設計に必要不可欠な物性値である。本研究では、2つのU-20wt.%Pu-2wt.%Am-10wt.%Zr合金を調製し、測定した比熱及び熱拡散率を用いて熱伝導率の評価を行った。U-20wt.%Pu-2wt.%Am-10wt.%Zr合金の比熱は金属U及びU-Zr合金の文献値とほぼ一致しており、Pu及びAm添加に伴う影響は小さいことを確認した。一方、U-20wt.%Pu-2wt.%Am-10wt.%Zr合金の熱伝導率はU-Pu-Zr及びU-Pu-MA-Zr合金の文献値よりわずかに高い値を示した。U-Pu-Zr及びU-Pu-MA-Zr合金の文献値はいくつかの仮定に基づいて算出した熱伝導率であるため、実測値との差は文献値の精度の低さに原因があると考えられる。さらに、MA含有金属燃料の炉心設計に必要な誤差を伴う熱伝導率評価式も提唱した。
麻生 智一; 門出 政則*; 佐藤 博; 日野 竜太郎; 達本 衡輝; 加藤 崇
日本原子力学会和文論文誌, 5(3), p.179 - 189, 2006/09
J-PARCのMW級核破砕中性子源(JSNS)では、水素(液体又は超臨界)をモデレータ材料として用いる。水素モデレータは過酷な中性子場による核発熱条件下にあり、モデレータ容器の効率的な冷却が要求される。そこで、衝突噴流による冷却特性に着目し、水素の温度上昇を抑えて水素密度が大きく変化しないように容器構造と流動条件を検討することとした。容器壁のある閉空間における衝突噴流による熱伝達特性を評価するために、2次元定常熱伝導の逆問題解を用いた熱伝達率を求める手法を導入し、JSNSモデレータの円筒型容器を模擬した試験体による実験結果から、熱伝達率分布は、壁のない水平平板に対する分布と異なり、容器壁の影響によって噴流Re数の増加に伴い容器壁周辺の熱伝達率が増加し、モデレータ容器底面r=0
70mmの範囲における平均ヌセルト数Nuavは、ノズル高さH/d
0.4の場合、管内強制対流熱伝達のDittus-Boelterの式の2.5倍以上となることを明らかにした。そして、中性子性能や液体水素の強制循環に影響を及ぼさないような実機運転条件を評価した。
麻生 智一; 門出 政則*; 佐藤 博; 達本 衡輝; 加藤 崇; 池田 裕二郎
LA-UR-06-3904, Vol.2, p.385 - 394, 2006/06
J-PARCのMW級核破砕中性子源(JSNS)では、水素をモデレータ材料として用いる。水素モデレータは過酷な中性子場による核発熱条件下にあり、モデレータ容器の効率的な冷却が要求される。水素密度が大きく変化しないように衝突噴流による容器冷却を提案したが、モデレータ容器内の狭い空間内における衝突噴流部の熱伝達特性が不明だったため、水による実規模モデルのモデレータ容器を用いた熱伝達実験を実施した。2次元定常熱伝導の逆問題解を円筒座標系に適用し、熱伝達率を求める手法を確立して容器内熱伝達特性を把握するとともに、中性子性能や液体水素の強制循環に影響を及ぼさないような運転条件を評価した。
石山 新太郎
日本原子力学会和文論文誌, 3(3), p.288 - 297, 2004/09
低放射化/軽量材料のSi/xSiC金属マトリックス複合材と高強度/項熱伝導SiCを用いて核融合炉用ターゲットプレートモデル試験体を試作し、5MW/m
30secの熱負荷試験を実施し、試作モデルに異常のないことを検証した。
TiO added with TiO星野 毅; 小林 剛*; 梨本 誠*; 河村 弘; 土器屋 正之*; 寺井 隆幸*; 山脇 道夫*; 高橋 洋一*
JAERI-Conf 2004-012, p.140 - 147, 2004/07
チタン酸リチウム(LiTiO)は、良好なトリチウム回収特性等の観点より、核融合炉ブランケット用トリチウム増殖材料として期待されている。核融合炉で発生した熱はブランケット内の冷却材へ伝達されることから、トリチウム増殖材料の熱物性を把握することは、核融合炉の設計に必要不可欠である。しかしながら、高温保持による粒成長抑制の面からLiO/TiOの組成比を変化させたLiTiOの使用が検討されているが、この組成の熱容量,熱伝導率等は、正確に確立されていない。本研究では、LiTiOについて、LiO/TiOの組成比(1.000.80)による熱物性への影響について調べた。1100Kまでの熱伝導率を評価した結果、LiO/TiOの組成比の減少とともに熱伝導率が低くなること,700K以上では熱伝導率が理論式から算出した値よりも小さくなることを明らかにした。また、熱天秤を用いた重量変化測定及びX線回折により、LiO/TiO比の減少とともに不定比性化合物へと変化すること,LiTi
O
の第2相が生成することがわかり、この構造変化がLiTiOの熱物性データに大きく影響を与えることを解明した。
TiO星野 毅; 小林 剛*; 梨本 誠*; 河村 弘; 寺井 隆幸*; 山脇 道夫*; 高橋 洋一*
Journal of the Ceramic Society of Japan, Supplement, Vol.112, No.1 (CD-ROM), p.S354 - S357, 2004/05
チタン酸リチウム(LiTiO)は、良好なトリチウム回収特性等の観点から、核融合炉ブランケット用トリチウム増殖材料として期待されている。しかし、LiTiOは不定比構造を持つため、熱物性データに影響を与えると思われるが、これまでに報告されている熱容量や熱伝導率などの測定値は、研究者により異なり確立されていない。本研究では、LiO/TiOの組成比を変化させて作成したLiTiOについて、レーザーフラッシュ法により1100Kまでの熱物性を測定し、不定比構造による熱物性への影響について比較検討を行った。LiTiOの熱伝導率は、LiO/TiO比の減少とともに不定比性化合物へと変化することや、LiTiOの第2相が生成することの影響で低下することがわかった。また、熱伝導率の温度依存性は700Kを境に、理論式から算出した値と明らかな差異が見られ、高温X線回折により格子定数の変化が熱伝導率の温度依存性に大きな影響を与えていることを解明した。
榎枝 幹男; 古作 泰雄; 秦野 歳久; 黒田 敏公*; 三木 信晴*; 本間 隆; 秋場 真人; 小西 哲之; 中村 博文; 河村 繕範; et al.
Nuclear Fusion, 43(12), p.1837 - 1844, 2003/12
被引用回数：101 パーセンタイル：93.45(Physics, Fluids & Plasmas)本論文は、高い経済性を有する核融合発電プラント用ブランケットの設計と開発に関するものである。高い経済性と実現性の双方を有する発電ブランケットとして、超臨界圧水冷却方式の固体増殖ブランケットの概念設計を明らかにした。最重要設計項目として、モジュール構造の核特性,熱機械特性に関し基本的な成立性を示した。また、発電システムとして41%以上の発電効率を有することを示し、本方式の経済的な魅力を明らかにした。また、構造体製作技術開発の成果としては、実機構造を模擬する第一壁パネル試験体を用いて、原型炉で想定している最高熱負荷1MW/m に相当する加熱試験を行い、試験体が母材と同等の熱疲労寿命を持つことを実証した。さらに、ブランケット熱設計の要となる増殖材充填層の有効熱伝導率研究に関しては、湿式法で製造したLiTiO を用いて、充填層の有効熱伝導率を明らかにし、裕度のある設計を可能とした。
Ti内田 宗範*; 石塚 悦男; 河村 弘
Fusion Engineering and Design, 69(1-4), p.499 - 503, 2003/09
被引用回数：26 パーセンタイル：82.89(Nuclear Science & Technology)原型炉用中性子増倍材として期待されているBeTiについて、ブランケット内での熱的特性を評価するために、未照射及び中性子照射したBeTiの熱伝導率を測定した。ベリリウム及びチタンの粉末からHIP法で製作したBeTiサンプル(
8 mm
2mm) をJMTRで高速中性子フルエンス(E1MeV) 410
n/cmの条件で330,400 and 500Cにおいて照射した。熱拡散率と比熱をレーザーフラッシュ法にて1000Cまで測定し、熱伝導率を計算した。中性子照射したBeTiは、照射による熱伝導率の低下が見られたが、充填層の有効熱伝導率を計算モデルにより推測したところ、十分に設計可能な範囲内であった。
TiO pebble bed for a demo blanket秦野 歳久; 榎枝 幹男; 鈴木 哲; 古作 泰雄; 秋場 真人
Fusion Science and Technology, 44(1), p.94 - 98, 2003/07
被引用回数：24 パーセンタイル：81.86(Nuclear Science & Technology)核融合炉ブランケットの開発において、微小球充填層の有効熱伝導度を少ない試料体積で精度良く測定する方法として熱線法を採用し、各種候補増殖材微小球についての系統的なデータを取得してきた。試料には候補増殖材であるLiTiOを用い、充填層として直径2mmのみの微小球充填層と、それに直径0.3mm以下を加えた微小球の混合充填層について有効熱伝導度を測定した。圧縮荷重がない場合一次球充填層に対して混合充填層の熱伝導度は上昇し、それらはSZB式と精度良く一致することを確認した。さらに、ピストンにより充填層に荷重を加えて熱伝導度を測定すると歪に対する熱伝導度の傾きが一定で歪1%につき0.035W/mK増加する結果が得られた。これより原型炉ブランケットの増殖材として有望なLiTiOについて微小球充填層の有効熱伝導率を測定し、混合充填と荷重の及ぼす影響を初めて明らかにした。
白井 浩
プラズマ・核融合学会誌, 79(7), p.691 - 705, 2003/07
エネルギーバランスの式に基づいたトロイダルプラズマにおける熱輸送解析及び熱輸送シミュレーションの手法をまとめた。ジュール加熱,NBI加熱,RF加熱,
加熱の概要を説明した。エネルギー損失機構の中で、熱伝導損失と放射損失は、それぞれプラズマ中央部及び周辺部において支配的である。トカマクにおいてによって生じる異常輸送は新古典輸送よりもはるかに大きい。輸送を増加させるその他のメカニズムである鋸歯状振動及び磁気島形成についても示す。
