検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 3 件中 1件目~3件目を表示
  • 1

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

報告書

Coupled Thermo-Hydro-Mechanical Experiment at Kamaishi Mine Technical Note 15-99-02, Experimental results

千々松 正和*; 杉田 裕; 藤田 朝雄; 雨宮 清*

JNC TN8400 99-034, 177 Pages, 1999/07

JNC-TN8400-99-034.pdf:19.38MB

地層処分における技術開発の観点からは、工学規模での試験によるニアフィールド環境である周辺岩盤の挙動が人工バリアに与える影響の把握および周辺岩盤を含むニアフィールド性能の定量的評価と室内および原位置における大型試験による人工バリアの品質性能の確認を行い、地層処分技術の信頼性向上を図ることが重要となっている。そのため、核燃料サイクル開発機構東海事業所の地層処分基盤研究施設等における工学規模の試験と並行して、原位置試験場において、人工バリアの品質性能の確認およびその実岩盤条件下でのニアフィールド連成挙動を評価することが必要となっている。そこで、実条件でのニアフィールド環境を把握するため釜石原位置試験場において粘土充填・熱負荷試験を実施した。1995年には14本のボーリング孔の試錐を行い、種々のセンサーの設置を行なった。透水試験を実施した後、岩盤の力学物性を取得するために孔内載荷試験を実施した。その後、直径1.7m、深さ5.0mのテストピットの掘削を行なった。ピット掘削中は、試錐孔内に設置した計測機器により、間隙水圧、変位、温度の測定を行なった。その後、1996年にピット内に緩衝材および発熱体を設置し、連成試験を開始した。連成試験としては、ヒーターの加熱を行なう加熱試験を約260日間、ヒーター停止後の減熱試験を約180日間実施した。本論では、加熱試験および減熱試験期間中に岩盤内および緩衝材に設置した計測機器により観測された結果について報告する。また、加熱試験終了時、減熱試験終了時および緩衝材解体時に実施した緩衝材のサンプリング結果についても報告する。

報告書

ナトリウムの沸騰開始過熱度と限界熱流束に関する研究 - 先行基礎工学分野に関する平成8年度報告書 -

塩津 正博*; 畑 幸一*; 濱 勝彦*; 白井 康之*; 竹内 右人*; 堺 公明

PNC TY9604 97-002, 15 Pages, 1997/03

PNC-TY9604-97-002.pdf:0.41MB

本研究は、高速炉の安全裕度を評価する上で、燃料破損の要因となりうるような大きなナトリウムの沸騰開始過熱度や沸騰開始後の膜沸騰への遷移がどのような条件下で発生するかを明確にするために、自然対流下のナトリウム中の試験発熱体における初期沸騰温度と限界熱流速を系統的に求め、実験開始以前の履歴、発熱率上昇速度、液サブクール度等の沸騰開始過熱度及び限界熱流束への影響を明らかにし、それらの物理的機構を解明することを目的とする。平成8年度は、実験開始以前履歴の影響、コールドトラップ温度の影響について実験を実施した。その結果、沸騰開始過熱度について、実験開始以前の加熱履歴の明確な影響は認められず、沸騰開始過熱度が10$$^{circ}C$$から50$$^{circ}C$$近傍に到る一群と100$$^{circ}C$$から250$$^{circ}C$$近傍に至る一群の大きくばらついた結果が得られた。沸騰開始過熱度が50$$^{circ}C$$以下の場合には一旦核沸騰を経過して限界熱流速に到達し発熱体温度が急上昇したが、沸騰開始過熱度が100$$^{circ}C$$以上の場合には、非沸騰状態から沸騰開始と同時に膜沸騰遷移が起こり温度が急上昇した。100$$^{circ}C$$以上の沸騰開始過熱度はコールドトラップ温度が120$$^{circ}C$$以下に集中しており、酸素濃度が初期沸騰に大きく影響することが推測される。

論文

Film boiling heat transfer during reflood phase in postulated PWR loss-of-coolant accident

数土 幸夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 17(7), p.516 - 530, 1980/00

 被引用回数:33 パーセンタイル:92.53(Nuclear Science & Technology)

加圧水型原子炉の仮想事故である冷却材喪失事故の再冠水過程に出現する炉心内熱水力現象の一部を形成する、膜沸騰熱伝達について、その現象を明らかにし安全解析コード開発に資するため、PWR-FLECHT実験結果の検討と単一発熱体実験を行なった。その結果次のことが明らかとなった。入口サブクール度,入口流速および発熱体出力から決るクエンチ点の局所のサブクール度?Tsubが熱伝達率を支配する大きな要因であること、?Tsubが零である時の飽和膜沸騰熱伝達率hc,satは、クエンチ点から注目する位置までの長さを代表長さに取る事によってBromleyタイプの表式で表わされること、?Tsubが零でないサブクール膜沸騰熱伝達率hc,sabは?Tsubとhc,satとで簡単な表式、hc,sub/sc,sat=1+0.025・?Tsub(?Tsub:$$^{circ}$$C)、で表わされることがわかった。この表式は実験結果を$$pm$$20%内の誤差で評価できる。

3 件中 1件目~3件目を表示
  • 1