検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 29 件中 1件目~20件目を表示

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

論文

再処理施設におけるグローブボックスパネルの更新技術

舛井 健司; 山本 昌彦; 久野 剛彦; 駿河谷 直樹

日本保全学会第13回学術講演会要旨集, p.25 - 30, 2016/07

東海再処理施設に設置されたグローブボックスについて、視認性が低下していた透明パネルを更新した。パネルの材質には、新規制基準への適合を考慮し、難燃性材料であるポリカーボネートを採用した。また、放射性物質の拡散を防止するため、グリーンハウスを設置して作業を行った。更新後、パネルの材質、据付・外観、グローブボックスの負圧、漏えい検査を実施し、閉じ込め機能が更新前と同様に維持できることを検証した。

報告書

核燃料再処理施設におけるグローブボックスパネルの更新

山本 昌彦; 白水 秀知; 森 英人; 駿河谷 直樹

JAEA-Technology 2016-009, 58 Pages, 2016/05

JAEA-Technology-2016-009.pdf:3.95MB

東海再処理施設の小型試験設備に設置されたグローブボックスは、長期の使用に伴い、透明パネルが劣化して視認性が低下していた。そこで、予防保全の観点からパネルを更新した。多くのパネルには、可燃性のアクリルが使用されているが、平成23年の福島第一原子力発電所の事故後に制定された新規制基準では、核燃料物質等を取り扱うグローブボックスに不燃性又は難燃性材料の使用が要求されている。本更新では、プラスチックの燃焼性試験規格であるUL94で高い難燃性を示すV-0級に適合したポリカーボネートでパネルを製作し、新規制基準への適合を試みた。なお、グローブボックスの内部は、放射性物質によって汚染されており、更新作業中も閉じ込め機能を維持する必要があった。このため、事前に、汚染状況の調査、作業者の被ばく評価、作業時の放射線防護具の選定を行った。また、パネル開口部はビニール製シートで囲い、周辺にグリーンハウスを設置することで、作業中の放射性物質の閉じ込めを図った。本更新においては、パネルの材質検査、据付・外観検査、グローブボックスの負圧検査、漏えい検査を実施し、閉じ込め機能が更新前と同様に維持できることを検証した。

論文

Research and development on passive cooling system

高田 昌二

Nuclear Engineering and Design, 233(1-3), p.185 - 195, 2004/10

 被引用回数:5 パーセンタイル:59.89(Nuclear Science & Technology)

MHTGRの崩壊熱除去用水冷形冷却パネルシステムの高温のガスやスタンドパイプによる構造物温度及び除熱特性への影響を評価するために実験を行った。数値解析コードTHANPACST2の数値解析結果と実験結果とを比較して、圧力容器上部に設置したスタンドパイプの三次元構造をポーラスボディセルにより模擬した数値解析手法及びモデルの検証を行った。実験の結果、スタンドパイプの設置による放射伝熱の減少,高温のヘリウムガスにより過熱される上鏡部における放熱面積の減少によって圧力容器上鏡で温度が上昇することがわかった。数値解析結果は、上鏡頂部で高さとともに上昇する温度分布を適切に評価した。

論文

Design and stress analysis of support structure of toroidal field coil for the JT-60SC

土屋 勝彦; 木津 要; 三浦 友史; 安藤 俊就*; 逆井 章; 松川 誠; 玉井 広史; 石田 真一

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 14(2), p.1427 - 1430, 2004/06

 被引用回数:1 パーセンタイル:87.2(Engineering, Electrical & Electronic)

JT-60改修装置におけるトロイダル磁場(TF)コイルを支持する構造物の一つであるシアパネルは、転倒力に対するコイルの変位を抑えるためコイル間に配され、計測/加熱用ポートなどの周辺機器へのアクセス空間を確保するため、これらの周辺機器の取り付け後に、設置する構造になっている。そのため、シアパネルとコイル本体を結ぶボルトのモデル化にも充分注意しなければ、有限要素法(FEM)を用いた応力解析による精確な評価を得られない。本論文にて報告するFEMモデルでは、実機と同じ位置に、実際と同じスケール,材質のボルトを要素として与え、典型的な放電シナリオにおいて転倒力が最も大きくなる条件での最大変位,トレスカ応力を評価した。その結果、最大変位は8.8mm、最大トレスカ応力も、接線ポートに隣接するシアパネルを締結するボルトの一つにピークが現れることが明らかになった。これにより、実機に近いモデルに基づく評価の下で、設計目標値である「最大変位10mm以下,最大応力667MPa以下」を満たすことが明らかになった。発表では、さまざまな電磁荷重条件における評価を行い、TFコイルとセンターソレノイドの一体化支持による応力緩和の効果などについて議論する。

論文

Design and technology development of solid breeder blanket cooled by supercritical water in Japan

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:88 パーセンタイル:5.83(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$$^{2}$$ 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Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$ 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。

報告書

地層処分研究開発に関する情報普及素材

加藤 智子; 藤島 敦; 上野 健一; 佐々木 康雄; 能登屋 信; 園部 一志

JNC-TN8450 2001-003, 203 Pages, 2001/01

JNC-TN8450-2001-003.pdf:24.69MB

地層処分基盤研究施設(ENTRY)、地層処分放射化学研究施設(QUALITY)の見学における来訪者の理解の促進を図るため、東海事業所環境保全・研究開発センター処分研究部では、平成10年度から平成12年度にかけて、パンフレット等作成ワーキンググループを編成し、ENTRY、QUALITY並びに処分研究部の業務の紹介用パンフレット、試験設備等の紹介用展示パネルなど一連の情報普及素材を作成した。特に展示パネルについては、ENTRY、QUALITYに設置されている主要な設備毎に仕様等の情報を一元的にデータベースとしてまとめた。これにより、今後は設備改造などにより設備側の情報に修正が生じた場合、対応するデータベース上で該当情報を容易に修正することが可能となり、展示パネルの修正にも効率よく対応できるものと期待される。本報告書は、ワーキンググループにおいて作成した素材のうち、パンフレット及び展示パネルの原型となった主要な試験設備等のデータベースについて掲載したものである。

報告書

海外出張報告 ICONE-8参加及び米国アルゴンヌ国立研究所における乾式技術調査報告

中村 博文; 鷲谷 忠博; 高田 岳

JNC-TN8420 2001-009, 48 Pages, 2000/04

JNC-TN8420-2001-009.pdf:0.58MB

ICONE(原子力工学国際会議)は、米国、日本、欧州の間で開催される原子力化学工学全般に渡る国際会議であり、今回は第8回目として、米国、ボルチモアで開催された。報告者らは、本学会の以下のセッションにおいて、再処理技術に関する最新の報告を行うと共に、パネル討論や乾式再処理技術等の技術報告の聴講を行った。・Track-5:"Non-reactor Safety and Reliability"のセッションにおける「Investigation of Safety Evaluation Method and Application to Tokai Reprocessing Plant (TRP)」(報告者:中村)・Track-9:"Spent Nuclear Fuel and Waste Processing" のセッションにおける「Structural Improvement on the continuous rotary dissolver」(報告者:鷲谷)・Track-2:"Aging and Modeling of Component Aging, Including Corrosion of Metals and Welds.. Passivation, passive films"のセッションにおける「Development of Evaporators Made of Ti-5% Ta Alloy and Zr ? Endurance Test By Mock-Up Unit」(報告者:高田)今回の学会では、米国、日本、フランス、カナダ他から総勢約650人が参加し、約700件の研究発表、7件の基調講演、8件の招待パネル討論が行われ、大変盛況であった。また、今回は2000年ということもあって、20世紀の原子力の評価と次世代の21世紀の原子力はどうあるべきかについて討議がなされた。また、アルゴンヌ国立研究所(ANL-E、ANL-W)を訪問し、乾式プロセスの研究者らと乾式プロセスに関する情報交換を行うとともに施設見学を行った。今回の訪問で、ANL法の乾式プロセスの情報を入手に加え、装置規模、開発環境、等を具体的に体感できたこと、また、直接、技術者と情報交換することで技術資料のみでは得られない現場サイドの技術情報を入手することができたことは非常に有意義であった。

論文

水冷パネルを用いる高温ガス炉の受動的熱除去特性の解析

高田 昌二; 鈴木 邦彦*; 稲垣 嘉之; 数土 幸夫

日本機械学会論文集,B, 65(635), p.303 - 311, 1999/07

圧力容器上鏡部に三次元形状でスタンドパイプが林立する高温ガス炉の受動的崩壊熱除去用水冷形冷却パネルシステムの除熱特性と構造物温度分布を実験により調べた。実験装置は頂部に19本のスタンドパイプを設置し、炉心の崩壊熱を模擬した最大出力100kWの電気ヒータを内蔵した直径1m、高さ3mの圧力容器と容器を囲む冷却パネルで構成する。解析コードTHANPACST2を実験データに適用し、コードの解析手法と新たに提案したスタンドパイプをポーラスボディセルにより模擬した軸対象モデルの妥当性を評価した。圧力容器の最高温度が430$$^{circ}$$C、ヘリウムガス圧力が0.47MPaの条件で、数値解析は圧力容器頂部に最高温度が現れる温度分布を適切に評価し、実験結果と比較して-25,+70$$^{circ}$$Cの差異で評価した。一方、冷却パネル除熱量の数値解析結果は、実験結果に対して4.1%低く評価した。

報告書

地層処分研究開発報告会(第6回)予稿集

菖蒲 信博

JNC-TN1400 99-014, 26 Pages, 1999/05

JNC-TN1400-99-014.pdf:3.41MB

核燃料サイクル開発機構は、国の方針に基づき、高レベル放射性廃棄物の地層処分研究開発の中核的椎進機関として、自ら研究開発を進めるとともに、関係研究機関等の協力を得て2000年前までに研究開発成果の取りまとめ(「第2次取りまとめ」)を行い、これを公表する。既に、平成4年の「第1次取りまとめ」によって、我が国の地層処分の安全確保を図っていく上での技術的可能性が明らかになったが、「第2次取りまとめ」では、地層処分の技術的信頼性を明らかにするとともに、実施主体が処分事業を進める上での処分予定地選定や、将来の安全規制における安全基準の策定に資する技術的拠り所を提示する。「第2次取りまとめ」にあたっては、作業の進捗に応じて成果を積極的に公表し、透明性を確保することが何よりも重要であり、これは地層処分の技術的信頼性に対する、専門家や国民各位の幅広いご理解とご支持を頂くための基礎であると考える。このため、昨年9月には「第2次取りまとめ」の第1ドラフトを国へ報告し、併せて、第5回地層処分研究開発報告会を開催し、専門家や国民各位に進捗状況を報告するとともに、広く意見を聴取した。今般、第1ドラフトに引き続き、更に技術的に詳細な内容を集約した第2ドラフトを取りまとめ、それを最終的な報告書に反映させるため本報告会を開催した。今回は「地層処分研究開発第2次取りまとめの現状と今後」と題して、関係各位の講演や関係研究機関の研究成果の展示発表を頂き、国や関係各機関との密接な協力のもとでの報告会とした。招待講演(1)放射性慶棄物処分方策の現状について科学技術庁原子力局廃棄物政策課長青山伸(2)高レベル放射性廃棄物地層処分の事業化に向けた検討状況について通商産業省資源エネルギー庁原子力産業課長鈴木正徳(3)高レベル放射性廃棄物処分の俯瞰工学東京大学教授鈴木篤之2.第2次取りまとめの進捗状況報告2000年レポートチーム部長増田純男3.パネルディスカッション(地属処分の技術的信頼性)

論文

高温ガス炉の空冷パネルを用いる受動的熱除去特性

高田 昌二; 鈴木 邦彦; 稲垣 嘉之; 数土 幸夫

日本機械学会論文集,B, 65(633), p.248 - 254, 1999/05

高温ガス炉の空冷形冷却パネルによる受動的熱除去特性と構造物温度分布を実験により調べた。実験装置は、19本のスタンドパイプを有し、炉心の崩壊熱を模擬した最大出力100kWヒータ内蔵の直径1m、高さ3mの圧力容器と容器を囲む冷却パネルで構成する。軸対象解析コードTHANPACST2を実験結果に適用し、解析手法と解析モデルの妥当性を検証した。圧力容器最高温度514$$^{circ}$$C、ヘリウムガス圧力0.64MPa条件で、数値解析は、圧力容器温度を実験結果に対し-10$$^{circ}$$C、+50$$^{circ}$$Cの差異で比較的よく表すとともに、冷却パネル除熱量を実験値に対し-15.4%の差異で比較的よく評価した。

論文

低誘導放射化フェライト鋼によるブランケット構造体製作技術開発

古谷 一幸; 榎枝 幹男

プラズマ・核融合学会誌, 74(5), p.442 - 447, 1998/05

低誘導放射化フェライト鋼は核融合原型炉の候補構造材として広くその基礎物性の研究がなされている。これと平行して、低誘導放射化フェライト鋼によるブランケット構造体の製作技術の開発が進められている。本報では、構造体製作技術開発の主要な成果である、F82H鋼のHIP接合技術の最適化と、それを用いた模擬第一壁パネル小試験体の製作について、これまで得られている研究結果をまとめた。

論文

Study on cooling performance of air-cooling panel system for HTGR

高田 昌二; 鈴木 邦彦; 稲垣 嘉之; 数土 幸夫

Transactions of the American Nuclear Society, 79, p.160 - 161, 1998/00

高温ガス炉の空冷形冷却パネルシステムによる受動的崩壊熱除去特性と構造物温度分布を実験で調べた。実験装置は、19本のスタンドパイプ、模擬炉心として出力100KWのヒータを内蔵した直径1m、高さ3mの圧力容器と容器を囲む冷却パネルで構成する。システム設計・評価で高い信頼性が要求される過熱ガスの自然対流による圧力容器温度への影響評価のために6分割ヒータの最下段のみ点火した条件と、圧力容器最高温度を514$$^{circ}$$Cまで高めた事故時温度条件の実験結果に、解析コードTHANPACST2を適用し解析手法とモデルの妥当性を検証した。数値解析は、スタンドパイプにより除熱が抑制され、高温のガスの自然対流により過熱される圧力容器頂部の温度を、実験値に対し0~+50$$^{circ}$$Cの差異で比較的よく表し実験値を高く評価する保守性を有した。システム除熱量は、実験値に対し-5.9~-18%の差異で比較的よく表し実験値を低く評価する保守性を有した。

論文

Benchmark problem for International Atomic Energy Agency (IAEA) Coordinated Research Program (CRP) on Gas-Cooled Reactor (GCR) afterheat removal

高田 昌二; 椎名 保顕; 稲垣 嘉之; 菱田 誠*; 数土 幸夫

Eighth Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics (NURETH-8), 1, p.323 - 332, 1997/00

IAEAの「事故時におけるGCR崩壊熱除去」に関するCRPでは、原研の冷却パネル特性試験装置により取得された7条件の実験データが、高温ガス炉用冷却パネルシステムの冷却性能及び温度分布の設計・評価用コードを検証するためにベンチマーク問題として選択された。試験装置は崩壊熱を模擬した最高出力100kWの電気ヒータを内蔵する直径1m、高さ3mの圧力容器と圧力容器を取り囲む冷却パネルと大気圧の空気を充填した炉室により構成する。数値解析コードTHAN-PACST2の解析手法を解析モデルの妥当性を検証するために二つのベンチマーク問題を解析した。水冷形冷却パネルシステムの圧力容器内ヘリウムガス圧力0.73MPa、圧力容器温度が210$$^{circ}$$Cの条件では、圧力容器温度は実験値に比べ最高-14%、+27%の誤差で評価された。冷却パネル除熱量については実験値に比べ-11.4%低く、放射伝熱量は全入熱量の74.4%であった。

論文

高温ガス炉の崩壊熱除去用水冷形冷却パネルシステムの設計・評価手法に関する研究

高田 昌二; 鈴木 邦彦; 稲垣 嘉之; 数土 幸夫

日本機械学会論文集,B, 62(600), p.3109 - 3117, 1996/00

高温ガス炉の崩壊熱除去用水冷形冷却パネルシステムを模擬した実験装置により、各構造物の温度分布とシステムの除熱特性を調べた。実験装置は炉心の崩壊熱を模擬する直径1m、高さ3mの圧力容器と圧力容器を取り囲む冷却パネルから構成される。解析コードTHANPACST2を実験結果に適用し、解析手法及びモデルの検証を行った。圧力容器内に0.73MPaのヘリウムガスを充填し圧力容器の最高温度が210$$^{circ}$$Cとなる条件で、圧力容器温度の解析結果は実験結果に対して-29~+39$$^{circ}$$Cの誤差で評価した。冷却パネル除熱量の解析結果は実験結果に対して11.4%低く、放射伝熱の割合は全除熱量の74.4%を占めた。解析結果から、圧力容器を支持するスカート型サポートの上下端に設けた流路を流れる自然対流が圧力容器下鏡を有効に冷却することがわかった。

報告書

Benchmark problem for IAEA coordinated research program (CRP-3) on GCR afterheat removal, I

高田 昌二; 椎名 保顕; 稲垣 嘉之; 菱田 誠; 数土 幸夫

JAERI-Research 95-056, 40 Pages, 1995/08

JAERI-Research-95-056.pdf:1.17MB

IAEAの高温ガス炉事故時における崩壊熱除去に関する国際協力研究(CRP-3)に必要なベンチマーク問題について、冷却パネル特性試験装置の詳細と実験データに基づき作成されたベンチマーク問題を報告するとともに、数値解析コード-THANPACST2-により得られた数値解析結果を述べる。崩壊熱除去に関するベンチマーク問題として、圧力容器内真空、ヒータ出力35.27kWの条件及び圧力容器内ヘリウムガス圧力が0.9MPa、ヒータ出力が56.57kWの条件で得られた実測値を用いて、圧力容器表面の温度分布と圧力容器から冷却パネルへの除熱量を計算する。-THANPACST2-による圧力容器表面温度の数値解析は実験値に対して最高+38、-29$$^{circ}$$Cの精度で、また、圧力容器から冷却パネルへの除熱量の数値解析結果はヒータ出力の実験値に対して最高-14.6%の精度で予測が可能であった。

報告書

水冷型冷却パネル特性に関する研究; スタンドパイプなし圧力容器

高田 昌二; 鈴木 邦彦; 稲垣 嘉之; 数土 幸夫

JAERI-Research 95-049, 36 Pages, 1995/07

JAERI-Research-95-049.pdf:1.18MB

MHTGR用水冷型冷却パネルシステムの除熱特性を調べるために、冷却パネル特性試験により得られた代表的3ケース(圧力容器内真空、ヘリウム0.73MPa、窒素1.1MPa)に、二次元数値解析コード-THAPACST2-を適用し、実験データとの比較により数値解析コードを検証し、水冷型冷却パネルシステムの除熱特性について以下の各項を明らかにした。(1)圧力容器及び冷却パネル外表面の熱放射率0.80を用いた圧力容器温度と冷却パネル除熱量の数値解析結果は0.95の場合と比較して保守的で適切な評価であった。容器温度が最高420$$^{circ}$$Cとなる窒素ガス条件で、容器温度は実験値に対して+72$$^{circ}$$C、-128$$^{circ}$$C、冷却パネル全除熱量はヒータ出力に対して-16.4%の精度で予測可能だった。(2)炉室内空気の自然対流による除熱量が15~30%と冷却パネル全除熱量に対する割合が小さいにも関わらず、容器温度が炉室内空気の自然対流に大きく影響を受ける。

報告書

Collected papers presented at the panel discussion on nuclear heat utilization technology and role of multiphase flow researches at ICMF '95-Kyoto

数土 幸夫

JAERI-Conf 95-011, 158 Pages, 1995/06

JAERI-Conf-95-011.pdf:5.08MB

本レポートは、核熱利用技術と混相流研究の役割についてのパネルディスカッションにおいて6名のパネリストと1名のパネル参加者から発表された基調講演1件と5分野のトピックスの論文をまとめたものである。このパネルディスカッションは、1995年4月5日京都国際会議場で開催された第2回国際混相流会議のなかで、核熱利用技術の現状、核熱利用の重要性、核熱利用技術における混相流研究の役割、及びHTTRを利用した国際協力研究の重要性についての理解を深めるために企画された。

論文

Cooling peformance of a water-cooling panel system for modular high-temperature gas-cooled reactors

高田 昌二; 鈴木 邦彦; 稲垣 嘉之; 数土 幸夫

Transactions of the American Nuclear Society, 73, p.477 - 478, 1995/00

モジュラー型高温ガス炉の崩壊熱除去用水冷型冷却パネルシステムにおける構造物の温度分布及び除熱特性をシステムを模擬した実験装置により調べた。実験装置は径1m高さ3mの圧力容器に内蔵した最高出力100kWのヒータと圧力容器を囲むように設置した冷却パネルと大気雰囲気の炉室により構成される。本実験で得られた圧力容器内ヘリウムガス0.73MPa、窒素ガス1.1MPa充填の2条件に数値解析コードTHANPACST2を適用し、実験結果との比較からコードの検証を行った。圧力容器温度が最高420$$^{circ}$$Cとなる窒素ガス条件での圧力容器表面温度の解析結果は、実験値に対して最大-72$$^{circ}$$C、+128$$^{circ}$$Cの差であった。冷却パネル除熱量の解析結果は、ヒータ出力の実験値に対して-16.4%の精度で予測が可能であった。炉室内空気の自然対流による除熱量が15~30%と冷却パネル全除熱量に対する割合が小さいにも関わらず、圧力容器温度が炉室内空気の自然対流に大きく影響を受ける。

論文

モジュラー型高温ガス炉用冷却パネルの除熱特性

高田 昌二; 稲垣 嘉之; 宮本 喜晟

動力・エネルギー技術の最前線 : シンポジウム講演論文集 1994, 0, p.317 - 322, 1994/00

MHTGR用冷却パネルシステムを模擬した冷却パネル特性試験装置により、各構造物表面の温度分布と冷却パネルによる除熱特性を調べた。また、冷却パネル特性試験装置により得られた実験結果を用いて検証解析を行った。圧力容器表面温度及び冷却パネルによる除熱量の数値解析結果は実験結果をよく表し、数値解析手法及び数値解析モデルで設定した構造物表面の自然対流熱伝達率、熱放射率及び形態係数等、各種係数の妥当性を確認するとともに、冷却パネルによる全除熱特性に対する放射伝熱量の圧力容器外表面及び冷却パネル表面の熱放射率依存性を明らかにした。

論文

Cooling performance of cooling panel in modular HTGR

高田 昌二; 稲垣 嘉之; 鈴木 邦彦; 宮本 喜晟; 和田 穂積*; 未森 真知子*

Proc. of the Int. Conf. on Design and Safety of Advanced Nuclear Power Plants, p.P1.2-1 - P1.2-7, 1993/00

冷却パネル特性試験装置を用いて圧力容器等の表面温度分布及び冷却パネルによる除熱特性を調べた。試験装置は、炉心を模擬する電気ヒータ(最高出力100kW、最高温度600$$^{circ}$$C)、それを格納する圧力容器(直径1m、高さ3m)と圧力容器を取り囲む冷却パネルより成る。一方、新たに放射熱伝達を含む2次元熱流動解析コードを開発し、本試験装置により得られた測定データと比較した。圧力容器内を真空の条件で、解析から得られる圧力容器胴部の温度分布は実験結果をよく表すが、上下鏡部で低めになる。そこで、より適切な補正輻射率$$varepsilon$$を用いることにより熱移動量及び圧力容器温度分布を測定データに近づけることができた。一方、ヘリウムガス圧力0.73MPaの条件で、圧力容器温度分布は真空条件とほぼ同じ傾向を示した。圧力容器外表面及びヒーター表面において、測定値を用いたバルクNu数は解析結果とよく一致した。

29 件中 1件目~20件目を表示