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宇田 実*; 岩立 孝治*; 内田 宗範*; 山田 弘一*; 中道 勝*; 河村 弘
JAERI-Conf 2004-006, p.60 - 65, 2004/03
ITER遮蔽ブランケットの第一壁アーマ材料の候補であるベリリウム(Be)とヒートシンク材料の候補である銅合金(CuCrZr)を高温等法圧プレス(HIP)法で接合することが提案されている。本研究では、使用後のリサイクル性を向上させることを目的に開発された、中間層としてAlの箔とCrの蒸着層の複合層を用いたHIP接合体の熱サイクル特性を評価した。熱サイクル試験では、JMTRホットセル内の熱負荷試験装置(OHBIS)に試験体を装着して、電子ビームを照射し、試験体の表面温度,内部温度,外観及び接合部の変化を測定・観察することにした。表面熱負荷は5MW/cm
、熱負荷時間は15秒として、最大1000サイクルまでの熱サイクルを与えた。その結果、開発された試験体は、1000サイクルまで良好に除熱性能を維持した。会議においては、実験結果の詳細及びHIP条件が熱サイクル特性に与える影響についても報告する。
門出 政則*; 光武 雄一*; 石田 賢治*; 日野 竜太郎
JAERI-Tech 2003-013, 56 Pages, 2003/03
次世代原子力機器での100MW/mオーダーの超高熱流束除熱技術の確立を目的として、高サブクール衝突噴流冷却による超高限界熱流束の実現の可能性を実証するための実験的研究を、噴流速度5~60m/s,系圧力0.1~1.0MPa,噴流サブクール度80~170Kの範囲で行った。その結果、限界熱流束の最大値として、圧力0.5MPa,サブクール度151K,噴流速度35m/s,加熱面長さ5mmの条件で212MW/mが達成された。なお、大気圧条件下の限界熱流束は、気液界面での気体分子運動論に基づく理論上の最高熱流束の48%まで到達し、従来の最高値30%に対して60%も向上できた。本研究の結果、衝突噴流による超高熱流束冷却の実現の可能性が示された。
与能本 泰介; 大津 巌; 中村 秀夫; 近藤 昌也; Svetlov, S.*
日本機械学会第8回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集, p.215 - 220, 2002/06
日本原子力研究所では、軽水炉の安全性評価・確認のために整備した一連の研究施設を用いて、将来型原子炉の安全性解析手法や最適設計手法の高度化を目指した研究を進めている。主たる対象は、近い将来に安全審査が行われる可能性のある大型軽水炉(APWR+, ABWR-II)であるが、いわゆる革新的原子炉も検討対象に含まれている。この計画では、ROSA/LSTF装置等の大型の熱水力装置を用いて実証的な実験,現象理解や性能把握のための基礎実験,コード整備を行う。本論文では、APWR+の新型安全系やAM策の評価のために重要な自然循環について、これまでの関連する実験結果の概要をまとめ、非一様流動の把握,解析が最重要であることを述べる。また、革新的原子炉用の非常用熱交換器での凝縮現象に関し、ロシアのSPOT実験を用いた将来の相関式の評価、並び、二相流流動と伝熱の同時計測を特徴とする基礎実験についてまとめる。
呉田 昌俊; 秋本 肇; 山本 一彦*; 岡田 祐之*
Proceedings of International Congress on Advanced Nuclear Power Plants (ICAPP) (CD-ROM), 7 Pages, 2002/00
低減速スペクトル炉の炉心は、三角格子状の稠密な燃料棒配列であり、BWR型炉は高ボイド率条件で運転する特徴を有する。このため冷却限界の評価、すなわち熱的成立性の検証が重要な課題であった。そこで、BWR型低減速炉スペクトル炉の除熱限界を評価する目的で限界熱流束実験を実施した。本報では、質量速度等パラメータが限界出力に及ぼす影響と、熱設計に用いてきた限界出力計算式の評価結果に関して報告する。本限界熱流束実験により、燃料棒間ギャップが1.0mmである稠密炉心における質量速度,入口水温,出口圧力,そして径方向熱流束比の限界クオリティに及ぼす影響が明らかとなった。また、熱設計に用いてきた限界出力計算式(Arai式)が保守的に評価し、炉心熱設計が妥当であることを検証した。
坂元 眞一; 明午 伸一郎; 今野 力; 原田 正英; 三宅 康博*; 春日井 好己; 武藤 豪*; 藤森 寛*; 小野 武博; 池田 裕二郎
JAERI-Tech 2001-075, 168 Pages, 2001/12
JAERI-Tech-2001-075.pdf:12.78MB
大強度陽子加速器計画の中で重要な施設である物質・生命科学実験施設に共存するミュオンターゲットと核破砕中性子源の設計では、いかに上流に置かれるミュオン標的で生ずるビームロスによる影響を低減できるかが課題である。本レポートは、1年間かけて検討してきた技術課題の定量評価とその対応の仕方について得られた結果をまとめたものである。
高瀬 和之
Proceedings of the 1st International Symposium on Advanced Fluid Information (AFI-2001), p.376 - 381, 2001/10
鉛ビスマス混合物を冷却材とする加速器駆動核変換システム(ADS)のターゲット窓形状の最適化のため数値解析による予備的検討を開始した。ターゲット窓部分は高エネルギー陽子ビームによって高熱負荷を受けるため衝突噴流による除熱性能の向上が考えられている。ターゲット内は乱流であり、したがって、数値解析には適切な乱流モデルが必要である。強い乱れが発生する衝突噴流場では乱流成分の等方性は大きく崩れるため、非等方性乱流モデルが必要であることを筆者は指摘した。本報ではADSターゲット体系下で(1)標準型,(2)乱流消散率改良型及び(3)壁乱流型の3種類の2方程式k-
乱流モデルを用いて解析結果に及ぼす乱流モデルの影響を調べた。(1)と(2)は等方性乱流モデル,(3)は非等方性乱流モデルである。(1)と(2)の場合に比べて(3)の場合にはターゲット窓近傍での渦の発生が多く、ホットスポット位置等も異なる結果が得られた。本結果をもとに乱流モデル改良や実験的検証を検討する考えである。
高瀬 和之
Fusion Engineering and Design, 49-50, p.349 - 354, 2000/11
被引用回数：6 パーセンタイル：42.66(Nuclear Science & Technology)核融合動力炉設計では、定常運転時の第一壁ブランケット部の表面熱流束は1MW/m程度を考えており、この程度の熱流束域では原子炉の環境安全性及び経済性の面からガス冷却が有望である。しかしながら、ガスは水や液体金属などに比べて熱容量が小さいので熱伝達率を向上させるための工夫が必要である。そこで筆者は、高温ガス炉用突起付き燃料棒の伝熱促進に関する研究成果をもとに、ヘリウムガス冷却式核融合動力炉の冷却材流路に粗面流路を適用することを考えた。従来の矩形突起付き流路の熱伝達実験の結果から、突起ピッチと高さの比が10でレイノルズ数が約50000以上の条件のときに約1MW/mの除熱量を得られることがわかった。また、突起による流路摩擦損失の増加以上に伝熱が促進される条件(突起サイズ、レイノルズ数等)を定量的に明らかにした。本研究は、ガス冷却式核融合動力炉の第一壁ブランケット部用冷却材流路として突起付き流路が十分な適用性を有していることを示した。
日野 竜太郎; 羽賀 勝洋; 会田 秀樹; 関田 健司; 小磯 浩司*; 神永 雅紀; 数土 幸夫; 高橋 浩道*
JAERI-Tech 97-009, 50 Pages, 1997/03
大強度陽子加速器システムによる5MW規模の中性子散乱用ターゲットとして、液体金属ターゲットが提案されている。本検討では、液体金属ターゲットとして世界的に注目されている水銀について、今後のターゲット設計のために物性値を整理し、水銀の取り扱い方法等の調査、除熱特性等の検討を行い、これらを基にしてターゲット設計データを取得するための大型水銀ループの概念検討を行った。ループは中性子科学研究計画の第I期に相当する1.5MW規模のもので、流速を1m/s以下にするための配管径、電磁ポンプ、冷却器等の概念仕様を定めた。また、検討を通して、耐食性材料や構造の最適化などターゲット及びループの課題を摘出した。
太田 充
日本機械学会誌, 98(922), p.759 - 761, 1995/09
日本機械学会誌に特集テーマ「21世紀に向けての新しいエネルギ開発」の一つとして核融合炉技術の開発と展望を投稿する。トカマク型核融合炉とレーザ核融合炉の技術課題のうち構造、材料、除熱、燃料ペレットなど機械工学に関係の深い分野に焦点を絞って開発の現状と展望を述べる。
中本 香一郎; 圷 正義; 林道 寛; 田辺 裕美; 山口 勝久; 渡士 克己; 一宮 正和
PNC TN9080 92-008, 52 Pages, 1992/04
本基本計画書(詳細偏)は平成3年度に再開後のPROFIT計画推進会議での審議等をふまえて作成された基本方針と研究開発骨子(PROFIT計画書要約編参照)と対をなするもので、関係課室で作成された資料をもとに旧版を改定したものである。本報告書は、PROFIT計画で所掌している「常陽」MK-3計画に係る研究開発と革新技術の開発・実証に係る研究開発について、各研究開発項目毎に計画内容と中長期スケジュールを記載してある。
中本 香一郎; 林道 寛; 田辺 裕美; 山口 勝久; 圷 正義; 渡士 克己; 一宮 正和
PNC TN9080 92-007, 113 Pages, 1992/04
PROFIT計画推進会議は平成3年度に発足し、途中の中断を経て、平成3年度後半に再開した。本報告書は、PROFIT計画で所掌している「常陽」MK-3計画に係る研究開発と革新技術の開発・実証(第1
3分科会)に係る研究開発について、それぞれ平成3年度の活動内容と成果の評価および今後の展開について記載してある。
中本 香一郎; 圷 正義; 鈴木 惣十; 宮川 俊一; 小林 孝良; 冨田 直樹; 伊東 秀明
PNC TN9080 92-005, 70 Pages, 1992/04
本資料は、PROFIT計画推進会議(平成3年度開催)ならびに「常陽」技術評価専門委員会(平成3年12月開催)で使用したMK-3計画関連OHPを資料集としてまとめたものである。
中村 博雄; 清水 正亜; 牧野 俊郎*; 国友 孟*
JAERI-M 85-007, 30 Pages, 1985/02
JT-60第1壁の除熱特性の詳細評価のために、第1壁材であるInconel625、Mo、TiC破覆Moの光学鏡面および実機模擬表面に対する輻射率および反射率等の熱輻射性質を測定した。実機表面は、酸洗い面(Inconel625)、電解研磨面(Mo)および破覆面(TiC破覆Mo)である。測定は、室温から最大1300
Kの範囲で、可視域から赤外域(0.34~20mm)について行なった。また、Inconel625およびMoの光学鏡面の測定結果について、金属電子論に基づき解析を行ない波長・温度依存の幅射率の一般式を求めた。光学鏡面の輻射率スペクトルから求めた全輻射率によれば、Inconel625の場合、温度依存性は小さく、0.13(常温)~0.21(1300K)であり、Moの場合、温度依存性は大きく、0.035(常温)~0.18(1300K)である。TiC破覆Moの場合、0.053(常温)である。一方、実機表面の常温における全輻射率は、0.35(Inconel625)、0.124(Mo)、0.073(TiC/Mo)であり、光学鏡面値より1.4~3.5倍大きい。
東稔 達三
日本機械学会誌, 87(782), p.95 - 100, 1984/00
核融合炉開発の展望をトカマク炉を例として概説した。特に材料、構造、除熱等の機械工学上の観点から炉への展望と技術課題について述べている。対象とした炉は実験炉から実用炉までに及び、核融合エネルギーの実用化の主要な研究開発課題を記している。
松岡 守; 堀池 寛; 伊藤 孝雄; 栗山 正明; 松田 慎三郎; 森田 洋昭*; 小原 祥裕; 田中 茂
JAERI-M 83-069, 30 Pages, 1983/05
JT-60NBIでは中性化セルを出たあとのビームに含まれる残留イオンビームの衝突から偏向磁石を保護するためにウォータージャケットが設けられている。このウォータージャケトへの熱負荷を軽減することが設計上の課題であったが、これをイオンビームリミッタの機能も併せ持つような中性化セルのを採用することにより解決した。このような機能を持った中性化セルの設計は、偏向磁石やウオータージャケットなど隣接する他機器の設計と並行して総合的に進める必要があった。本報告ではこのような状況の下に行われた設計の経緯を詳述する。JT-60NBI原型ユニットによる予備的な試験結果も示し、計算結果と比較する。
山本 雅也; 関根 隆; 吉田 昌宏
no journal, ,
高速実験炉「常陽」において、設計基準を超える事故について事象進展評価を行い、事故シーケンスグループとして、原子炉停止機能喪失事象、原子炉容器液位保持機能喪失事象及び崩壊熱除去機能喪失事象を同定した。また、これらの事故シーケンスグループを代表する事故について安全評価を行い、科学的・技術的に想定すべき範囲の設計基準を超える事故は多量の放射性物質の放出に至らない見通しを得た。
菊池 満
no journal, ,
原型炉は核融合研究の重要なマイルストーンである。原型炉に向かって熱除去が注目を浴びている。負三角度トカマクは革新概念として除熱問題に対する一つの提案となる。この配位は磁気丘であるが、最近の電磁流体安定性計算では壁安定化なしの条件で適度なベータ限界(規格化ベータ値3.2)をもつことが分かった。本講演では、本配位の利点と課題を述べる。
菊池 満
no journal, ,
磁場核融合炉研究における除熱の問題を解決する方法として提案している負三角度プラズマは球状トーラスでの試験が容易であり、本研究会において磁場核融合炉の除熱の問題と球状トカマクへの適用の可能性について報告する。
山田 文昭; 森 健郎
no journal, ,
ナトリウム冷却高速炉の設計基準事故を超える除熱機能喪失の一つである主冷却系の強制循環機能喪失時に想定される多様な冷却材循環流路形態について、プラント動特性解析から自然循環による炉心冷却が有効である見通しを得た。
栗坂 健一; 西野 裕之; 素都 益武
no journal, ,
ナトリウム冷却高速炉において除熱機能喪失に至る恐れのある設計基準事故対策の失敗を対象に独立で多段の安全確保策を提案し、同安全確保策を考慮した場合の決定論的な有効性評価及び除熱機能喪失の頻度低減効果の確率論的検討により除熱機能喪失を確実に防止する見通しを得た。
