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井田 瑞穂*; 中村 博雄; 清水 克祐*; 山村 外志夫*
Fusion Engineering and Design, 75-79, p.847 - 851, 2005/11
被引用回数：3 パーセンタイル：24.22(Nuclear Science & Technology)IFMIF条件下でのターゲットアセンブリ構造の熱的健全性を評価するため熱応力解析を実施した。強力中性子束の核発熱により、アセンブリ/背面壁間の熱伝達が15.8W/m
Kと小さい場合は背面壁に局所的に440
Cの高温部が生じ、回転拘束の背面壁でも熱応力は最大で約500MPaとなり、リチウム流れに接する部分が2mm変位し、安定なリチウム流形成が困難となることを示した。熱伝達を150W/mKとすれば最大熱応力は約260MPaに軽減され、背面壁変位が0.3mmとなることを示した。これにより、現設計に対し、背面壁の拘束方法や冷却方法の考慮を加えることとした。次に、ターゲットアセンブリ全体の温度維持の成立性を評価するため温度解析を実施した。定常運転時に相当するテストセル真空条件0.1Paではアセンブリ,背面壁ともに温度がLi融点180C以上であるが、メンテナンス時の1気圧Ar雰囲気では180C以下となることを示した。同時に得られた必要なヒーター容量は15kW、熱遮蔽は0.2mm厚さのステンレス鋼で16層であり、これらの知見はターゲットアセンブリの設計見直しに反映される。
日野 竜太郎; 神永 雅紀; 麻生 智一; 粉川 広行; 石倉 修一*; 須々木 晃*; 寺田 敦彦; 木下 秀孝; 羽賀 勝洋
Proc. of 14th Meeting of the Int. Collaboration on Advanced Neutron Sources (ICANS-14), 1, p.252 - 268, 1998/00
中性子科学研究計画では中性子散乱研究施設を最初に建設する予定であり、その中核となる5MW規模の核破砕ターゲットシステムの開発を進めている。本報告では、重金属板にリブを設置して除熱性能を高めた固体ターゲット構造、ホットスポットの発生防止などに効果的なクロスフロー及び反転流方式の水銀ターゲット構造、MW運転用の薄肉・扁平した冷減速材構造の概念を提示した。これらの構造の熱機械的な成立性を検証するために、リブによる伝熱促進効果、最高15L/minの水銀流動特性、冷減速材容器内の水による流動パターン測定などの実験と圧力波を含む熱流動・構造強度解析を実施し、その評価結果を述べるとともに、構造実現のための課題を示した。
岡田 敏夫; 藤原 昭和
PNC TN9100 96-014, 833 Pages, 1996/10
本資料は,大洗工学センターにおいて「もんじゅ」運転技術者等を対象に実施した講義用のテキストとして作成したものである。その内容は,高速増殖炉(FBR)に関する基礎知識から,安全性,炉心・燃料及び高温構造システムの3つの技術分野で構成されるFBR固有の技術に係る研究開発成果までFBR技術を集大成した内容となっており,FBR技術の教本として広く活用して頂きたい。
菊地 賢司
第41回材料強度と破壊総合シンポジウム論文集, 0, p.75 - 83, 1996/00
シンポジウムの主題である「高温先端材料の強度発現機構」の観点より、高温その場観察法を用いてミクロとマクロ特性を融合させた先端的な手法により耐熱構造材ハステロイXRの損傷過程及び変形機構を解明した例を述べている。走査型電子顕微鏡を用いた高温その場観察法は、(1)ミクロとマクロの視点より材料を観察できる(2)焦点深度が深いので凹凸のある表面でも観察可能である(3)材料試験片並の大きさの試験片を使用できるため、新しい損傷測定法、高温計測法として着目されている。高温熱高温器伝熱管及びシェル構造物などの原子力プラント機器用に開発されたハステロイXRは、使用温度が高いため変形は時間依存となる。粒界ボイドの臨界半径、ボイド成長機構、粒界損傷率、マクロとミクロ変形の関連、予歪み材の粗すべり線、亀裂成長速度パラメータについて学際的に検討し、変形のマイクロメカニクスを明らかにした。
森井 正*; 福地 平*; 山田 敏雄*
PNC TN9410 87-088, 59 Pages, 1987/06
PNC-TN9410-87-088.pdf:3.33MBPNC-TN9410-87-088TR.pdf:3.29MB
〔目的〕 Na配管破損時に漏洩Naが、配管まわりの保温構造のために、スプレー状に噴出飛散しないことを工学的に実証する。〔方法〕「もんじゅ」2次系Na配管の1/3.5縮尺模擬配管試験体に、1/4・Dt相当の破損孔を上向きに設け、同2次系ホットレグ配管の系統圧3.8㎏/†-gと同じ圧力をかけてNaを漏洩させた。〔結果〕配管まわりの保温構造は、事故時のNa漏洩・燃焼によってもその健全性が損なわれることはなく充分に漏洩Naのスプレー状飛散を防止出来ることを実証した。また、漏洩中のNa燃焼速度は、漏洩Na流量の約4%程度であった。以前に実施した完全なスプレー状Na燃焼試験ではこの値が約30%であったのに比較すると、実機配管からの現実的なNa漏洩の際の燃焼は、スプレー燃焼と比べて穏やかである。〔結論〕配管保温構造は、想定Na漏洩事故時にも崩壊することなく、漏洩Naのスプレ状噴出飛散を防止する機能を有していることを実証した。この時の燃焼形態は棒状であり、スプレー状燃焼に比べて、燃焼速度は小さいことを明らかにした。
関昌 弘; 武田 哲明; 河村 洋; 橋爪 秀利*; 宮 健三*
Computational Mechanics 86;Theory and Applications, p.8 - 97, 1986/00
核融合炉第一壁の熱構造設計においては、第一壁の熱応力や最高温度が壁の厚さを制限する要因となることが多い。そこで流体のエネルギー方程式と固体壁内の熱伝導方程式を同時に解き、実験的な熱伝達率を用いないで、非円形冷却流路を持つ第一壁内の熱応力と温度分布を求めた。 その結果、熱伝達率が冷却流路断面内で分布を持つときは、一様に与えたときよりも熱応力が増加する。また流路の形状によっても熱伝達率分布や熱応力が変化することを示した。
湊 章男*; 東稔 達三
JAERI-M 85-203, 35 Pages, 1985/12
トカマク型核融合実験炉に於いて、プラズマの起動/停止及びパルス運転による熱負荷の時間変化あるいは構造物内での空間変化により、プラズマの周辺に置かれる構造物(第1壁、ダイバータ/リミタ、ブランケット等)は非定常温度変化を示し、発生する熱変形あるいは熱応力は繰り返し疲労寿命等構造物の強度に影響を与える。さらに燃焼時間はブランケットに充填されている固体増殖材(Li
O)の温度制御に影響を与える。ここでは、核融合実験炉(FER)の標準設計(昭和58年度)をベースとして、上述の問題を検討し、熱構造設計上の観点からFERのパルス運転シナリオを見直すために予備的に検討したものをまとめたものである。
東稔 達三
化学工学, 47(8), p.496 - 502, 1983/00
トカマク型核融合炉のプラズマ周辺部に設置されるコンポーネントの熱的問題について概説した。代表的なコンポーネントとして、第1壁/ブランケット、ダイバータ及びボンプリミタをとり上げた。これらのコンポーネントの熱設計に当たっては、プラズマからの粒子負荷、電磁力及び中性子照射損傷による材料特性の劣化も考慮した構造的検討が重要である。最近のトカマク炉の設計に基づいてこれらの熱構造設計の概要と課題について述べる。
安野 武彦; 武藤 康; 田所 啓弘; 江崎 正弘; 鈴木 勝男
JAERI-M 8881, 73 Pages, 1980/06
単管構造の高温ガス実験炉1次冷却系高温配管について、構造設計およびレイアウト計画を行ない、これに基づきシステム上の問題について検討を加えた。圧力管の外径は660.4mmとし、内部断熱構造としてはライナ側に積層金属断熱層、圧力管側に繊維状断熱層を設ける方式を採用した。本方式の断熱構造は、断熱構造に欠陥の生ずる可能性が少なく、また減圧事故時のライナの座屈強度の点からも、優れた構造であることが判明した。原子炉容器と配管の接続部の構造は、単管方式で、従来どおり下鏡に取り付けるのが良いと考えられる。配管破断事故時の炉心安全性について、2重管との比較の観点から検討を行なったが、差異は認められなかった。
下村 寛昭; 岡本 芳三
機械の研究, 26(9), p.1110 - 1114, 1974/09
高温高圧雰囲気中における断熱構造物の断熱効果を減少せしめる諸原因、即ち、多孔質中の自然対流、隙間の発生と間隙間自然対流または自然循環、バイパス流および放射伝熱等について述べ、その発生原因と熱的特性への影響を説明する。また、これらの断熱性能を防止するための基本的対策を示すとともに、熱伝達特性と諸量との関係について説明した。
勝山 仁哉; 宇野 隼平; Li, Y.
no journal, ,
原子炉圧力容器(RPV)は圧力バウンダリを構成する機器の1つであり、健全性確保が重要である。現行のRPVに対する健全性評価方法は、日本電気協会規程に準拠しているが、それには、加圧熱衝撃(PTS)事象の評価等、約20年前に策定された内容も含まれており、技術的進歩や現実の運転年数の増加を踏まえ、十分に適切な内容であることを確認する必要がある。また、炉心損傷頻度等の合理的な数値指標を適切に設定し、長期供用に対する安全水準の維持を図るため、近年欧米で導入が進んでいる炉心損傷頻度を算出可能な確率論的評価体系を整備することも重要課題である。本発表では、最新の解析技術を用いたPTS時の荷重条件解析や確率論的破壊力学(PFM)に基づく評価手法の整備に関する成果を示す。
