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高瀬 和之
Fusion Engineering and Design, 51-52(Part.B), p.631 - 639, 2000/11
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)核融合実験炉の真空境界破断(LOVA)時に起こる熱流動挙動、例えば容器内への空気侵入、放射化ダストの飛散、温度差に起因する置換流等を高精度で予測するための数値解析コードの開発を行っている。本コードの基礎方程式群は圧縮性流体の式、状態方程式、微小粒子の運動方程式、置換質量計算式等から構成される。本報は、開発中のLOVA事象解析コードを用いて行った解析結果を示す。破断位置及び破断面積をパラメータとして行ったLOVA発生後の真空容器内の平均圧力計算値と時間の関係は、LOVA予備試験結果と10%以内の誤差で良く一致し、本コードが核融合実験炉の安全設計上十分な予測精度を有していることを確認した。また、本研究によって減圧下におけるダストの飛散挙動や置換流によるダストの移行挙動の予測が初めて可能になった。現在は真球状のダスト形状を仮定しているが、今後はダスト条件(密度、サイズ等)をパラメータとした解析が行えるようにコードを改良する考えである。
高瀬 和之
日本機械学会2000年度年次大会講演論文集, 1, p.607 - 608, 2000/00
核融合炉で真空境界が破断するような異常事象はLOVA事象と呼ばれる。LOVAが発生すると、まず破断部分から真空容器内部に空気が侵入し、次に真空容器内外の圧力が均圧した後に破断部分に温度差に起因する置換流が形成され、この置換流に同伴されて放射化したダストやトリチウムの微粒子が容器外部に流出する。このような熱流動現象を核融合炉条件下で実験的に把握することは容易ではない。そこで著者は、LOVA下における空気侵入挙動、置換流挙動及び放射化ダストの飛散挙動を定量的に予測するための解析コードの開発を行っている。本報は開発中であるLOVA解析コードの検証計算結果について報告する。今回は特に、置換流に及ぼす破断面積の影響や真空容器で複数カ所が破断した場合の熱流動挙動について数値的に検討した。本研究の結果、著者が提案する置換流評価モデルを使って置換流量を高精度で予測できることを確認した。同様に、提案している粒子運動モデルを使って1か所破断時ばかりでなく2か所破断時のダスト飛散挙動を十分予測できることを示した。
高瀬 和之; 小瀬 裕男*; 秋本 肇
日本機械学会関西支部第75期定時総会講演会講演論文集, p.13_11 - 13_12, 2000/00
核融合炉で真空容器内冷却材侵入事象ICE(Ingress-of-Coolant Event)及び真空境界破断事象LOVA(Loss-of-VAcuum event)が起こった場合の熱流動挙動を数値解析的に調べ、熱流動安全性に関する予測精度の向上を図った。ICE事象解析ではTRAC-PF1コードを使って国際熱核融合実験炉(ITER-FDR)の二相流解析を行い、侵入水量と圧力上昇速度の関係及びサプレッションタンクの凝縮特性と圧力上昇抑制効果の関係を明らかにした。LOVA事象解析では固気混相流解析を行って真空破断時の核融合炉内の放射化ダストの飛散挙動を解析し、破断位置と外部に放出されるダスト量の関係を初めて定量的に評価した。
高瀬 和之; 功刀 資彰*
Proc. of 5th ASME/JSME Joint Thermal Engineering Conf. (CD-ROM), 8 Pages, 1999/00
核融合炉真空破断(LOVA)時における微粒子ダストの飛散挙動並びに温度差に起因する置換流挙動を予測するための数値解析コードの開発を行っている。今までに、圧縮性流体の式、微小粒子の運動方程式及び置換質量計算式を既存の解析ソルバープログラム内に付加し、LOVA予備解析を実施した。本報は予備解析の結果をまとめたものである。予測した真空容器内の平均圧力と時間の関係は実験値とよく一致し、開発中のコードは十分な計算精度を有することを確認した。また、減圧下におけるダストの移行挙動や置換流によるダストの流出挙動の予測に成功した。今後はダスト衝突・付着モデル等の開発を行うとともに、広範囲な条件で感度計算を行ってコードの予測性能を評価する考えである。
高瀬 和之; 功刀 資彰*
Fusion Technology, 34(3), p.645 - 650, 1998/11
核融合炉の真空境界破断事象時における真空容器内ダスト飛散挙動を把握するため、既設の真空破断予備実験装置を改造してダスト飛散挙動定量化実験を行った。トーラス状にした真空容器の底面部に任意の量の模擬ダスト(平均径6ミクロンのステンレス球)を設置した後に真空破断を起こし、破断口から容器内部に流入する外部流によって巻き上げられるダスト量を調べた。また、容器内部の任意の空間位置にダスト捕集用フィルタを設置し、この測定結果をもとに飛散ダストの空間分布を求めた。また、捕集したダストの光学顕微鏡写真をもとに画像処理を行い、飛散ダストの粒度分布を算出した。真空容器の破断口位置をパラメータとした実験の結果、破断口から流入する外部流がダストを直撃するような条件では初期装荷ダスト量の約10%が壁面から離脱することがわかった。一方、外部流が間接的にダストに衝突するような条件では1%未満のダスト離脱量であった。これらの成果はダスト飛散量推定のための簡易解析コードに集約する考えである。
高瀬 和之; 柴田 光彦
可視化情報学会全国講演会(CD-ROM), 11 Pages, 1998/00
核融合炉の真空容器が破断すると、容器内外の圧力差のために外部流体が容器内部に侵入し、容器内に蓄積された放射化ダストを巻き上げることが考えられる。その後、侵入した外部流体は炉内の崩壊熱により加熱されて高温になるため、容器内外の流体温度差に起因して破断箇所に浮力流が形成され、この浮力流によって容器内の放射化ダストが容器外に同伴されることが考えられる。そこで、真空破断時における微粒子ダストの飛散挙動を数値解析的に検討評価した。解析には流体の圧縮性を考慮した3次元円筒座標系を使用した。流体と粒子間の相互作用として粒子に及ぼす流体力を運動方程式に付加した。また、可視化実験を行って微粒子ダストが浮力流に同伴されて移行することを確認した。解析結果と実験結果の比較から、本解析は真空破断後の容器内圧力の上昇を良く模擬していることがわかった。今後は真空容器外部に流出するダスト量を定量的に評価し、核融合炉の熱流動安全設計に資する考えである。
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：30.37(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。
小川 益郎; 功刀 資彰; 関 泰
Journal of Fusion Energy, 12(1-2), p.77 - 81, 1993/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)核融合実験炉において、真空容器の破損によって真空破断事象(LOVE)が生じると、真空容器内外の圧力が均圧した後に、黒鉛酸化のような化学反応や置換流れが起きる。この黒鉛酸化によって、黒鉛中のトリチウムや可燃性の一酸化炭素が放出される。破断口を通して置換流れがこれらの物質を真空容器外へ運び出す。安全評価・解析を行う上で、このような置換流れや黒鉛酸化の基礎的な現象を把握しておくことは重要である。そこで、置換流量を調べるための置換流れの実験及び一酸化炭素の燃焼速度を調べるための黒鉛酸化実験を行なった。これらの実験結果は、既存の式で予測できなかった。また、本実験結果は、現在製作中の真空破断実験装置に反映される。さらに、LOVEの次の実験装置も計画中である。
小川 益郎; 功刀 資彰; ITER/FER安全グループ
Fusion Technology, 21, p.2036 - 2040, 1992/05
核融合実験炉において、もし真空破断事故が起きると、真空容器の破断口を通して浮力駆動型の置換流れが生じる。そこで、安全性解析に関連して、環状容器の垂直かつ、もしくは水平破断口での置換流量に及ぼす容器形状の影響と破断口配置の影響を調べる実験を行った。置換流量に関する実験結果を既存の相関式と比較し、ベルヌーイの式に基づく相関式が、真空容器からの放射線物質の放出の観点から保守的な結果を与えることを示した。
